Heat transfer from fuel rod surface under reactivity-initiated accident conditions; NSRR experiments under varied cooling conditions

反応度事故時の被覆管表面伝熱挙動; 冷却条件をパラメータとしたNSRR実験

宇田川 豊  ; 杉山 智之 ; 天谷 政樹  

Udagawa, Yutaka; Sugiyama, Tomoyuki; Amaya, Masaki

軽水炉の反応度事故において、燃料ペレット温度の上昇に伴って生じる被覆管温度の上昇は、燃料の変形及び破損挙動を決定づける因子の一つとなる。冷却水の沸騰を伴う被覆管表面の伝熱挙動は、冷却水の圧力、サブクール度、流速等の影響を受けることから、これらのパラメータが反応度事故条件下の被覆管表面伝熱挙動に及ぼす影響を調べるため、大気圧から約16MPaの圧力、約10から80Kのサブクール度、静止水から約3m/sまでの流動水等、広範な冷却水条件にわたる反応度事故模擬実験が、原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施された。また室温大気圧条件については、試験炉で予備照射された燃料についてもNSRR実験が行われ、データが取得されている。本報告は、反応度事故条件下における被覆管の伝熱挙動に関するデータ及び知見の取得を目的として行われたNSRR実験のうち、有効な被覆管温度データの取得に成功した実験ケースについて、これまでに公開されていないケースを含め体系的にとりまとめ、冷却水の圧力,サブクール,流速,予備照射の有無等諸パラメータの効果について整理したものである。

In order to study the effects of cooling conditions on the boiling heat transfer from the fuel rod surface to the coolant water, RIA-simulating experiments with fresh fuels had been conducted in the nuclear safety research reactor (NSRR) under cooling conditions with subcoolings of 10 to 80 K, flow velocities of 0 to 3 m/s, pressures of 0.1 to 16 MPa. In addition, pre-irradiated fuels had been subjected to the NSRR experiments under cooling conditions with subcoolings of 80 K, stagnant water, and atmospheric pressure. Out of the NSRR experiments, this report presents the fuel specifications, the test conditions, and the transient records during the pulse operations for the cases that the cladding temperature had been successfully measured. Characteristic parameters such as cladding peak temperatures were extracted from the transient records for summarizing the effects of cooling conditions and pre-irradiation on the heat transfer from the cladding surface.