Design and evaluation methods for a water cooling panel system for decay heat removal from a high-temperature gas-cooled reactor

高温ガス炉の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの設計・評価手法に関する研究

Takada, Shoji; Suzuki, Kunihiro; Inagaki, Yoshiyuki; Sudo, Yukio

高温ガス炉(HTGR)の崩壊熱除去用水冷形冷却パネルシステムの除熱特性と構造物の温度分布を調べるため、システムを模擬した実験装置により実験を行った。実験装置は、炉心の崩壊熱を模擬した最高出力100kWの電気ヒーターを内蔵した、直径1m,高さ3mの圧力容器と、容器を取り囲む冷却パネルからなる。数値解析コードTHAPACST2の数値解析手法と提案されたモデルを検証するために、実験と数値解析の比較検討を行った。圧力容器内ヘリウムガス圧力を0.73MPa,温度を210 $^{circ}$ Cの条件で、圧力容器温度は-29 $^{circ}$ C,+37 $^{circ}$ Cの誤差の範囲で実験データをよくあらわした。冷却パネルの除熱量の数値解析結果は実験結果に比べて11.4%低く、放射による伝熱量は除熱量の全入熱量の74.4%であった。また、圧力容器のスカート形サポートの上下端の空気流路を流れる自然対流により圧力容器の下鏡部が効果的に冷却されることがわかった。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Heat Transfer-Jpn. Res.
巻	:	26
号	:	3
ページ数	:	p.159 - 175
発行年月	:	1997/00
発表会議名	:
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開催都市	:
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キーワード	:	Nuclear Reactor; Heat Conduction; Natural Convection; Thermal Radiation; HTGR; Passive Safety System; Water Cooling Panel System

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.1002/(SICI)1520-6556(1997)26:3<159::AID-HTJ2>3.0.CO;2-V
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登録番号 : A19970038
抄録集掲載番号 : 260454
論文投稿番号 : 15479

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