ガス、鉛及び鉛-ビスマス冷却材伝熱流動相関式の調査

Survey of thermal-hydraulic correlations for gas, lead and lead-bismuth coolants

永田 武光; 大島 宏之

not registered; Ohshima, Hiroyuki

実用化戦略調査研究では、将来の実用化を見据えた新しい高速炉概念の構築を行っている。そこでは、ナトリウム冷却炉の他にガス冷却炉及び重金属冷却炉を候補概念としており、炉心設計段階においては各種冷却材に対する伝熱流動相関式の整備が必要となる。特に、ガス冷却炉及び重金属冷却炉については、ナトリウム冷却炉とは異なる特徴的な燃料形態、および各種冷却材に固有な伝熱流動特性を考慮した圧力損失及び熱伝達性能の評価式が要求される。本報告においては、炭酸ガス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉、鉛及び鉛-ビスマス冷却炉の3タイプを調査対象とし、バンドル型燃料集合体を前提とする各種冷却材の圧力損失相関式および熱伝達相関式について、入手文献をベースとした調査を実施した。ガス冷却材の伝熱流動相関式として燃料ピン平滑面のみならずリブ付き面について、また鉛及び鉛-ビスマス冷却材の伝熱流動相関式として燃料ピン三角配列と四角配列に分類し、各種冷却材の相関式についてETGBR体系(炭酸ガス冷却)、GBR4体系(ヘリウムガス冷却)、BREST300体系(鉛及び鉛-ビスマス冷却)をレファレンスとした比較検討を実施し、層流領域から乱流領域に適用可能な設計用推奨評価式を提案した。

Feasibility study is being carried out at JNC to generate new concepts of practical fast breeder reactors. ln this study, appropriate thermal-hydraulic correlations for several kinds of coolants are required to assess thermal-hydraulics of proposed core/fuel-assembly designs, which have different characteristics from traditional liquid-sodium cooled fast reactors, e.g., ribbed fuel pins and fuel pin square arrangement with spacer. ln the present report thermal-hydraulic correlations for carbon di-oxide, helium, lead, and lead-bismuth cooled reactors were surveyed. Several candidates for pressure drop coefficient and heat transfer coefficient of each coolant were picked from available papers and literatures and were examined by using the design specifications of ETGBR (carbon di-oxide cooled reactor), GBR4(helium cooled reactor) and BREST300 (lead, lead-bismuth cooled reactor) as well as existing experimental data. Finally thermal-hydraulic correlations of each coolant, which are applicable to the regions from laminar to turbulent flow, were proposed.