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Development of design technology on thermal-hydraulic performance in tight-lattice rod bundles, 2; Rod bowing effect on boiling transition under transient conditions

稠密格子炉心熱流動特性技術開発,2; 過渡時限界出力に及ぼす燃料棒曲がりの影響

Liu, W.; 玉井 秀定; 呉田 昌俊; 大貫 晃; 秋本 肇

Liu, W.; Tamai, Hidesada; Kureta, Masatoshi; Onuki, Akira; Akimoto, Hajime

37本燃料棒曲がり効果試験体を用いて、強制循環並びに自然循環水冷却増殖炉で想定される異常な過渡変化に対して、その限界出力特性に関する研究を行った。想定される流量低下と出力上昇事象に対して、初期条件(初期質量速度や初期出力)、流量低下速度や出力上昇速度,最低下時流量や最高出力をパラメータとして多くの過渡試験を行った。その結果、曲がり体系において、想定される異常な過渡変化時の限界出力は、定常時と比べて、その違いは誤差範囲内であり、準定常と見なすことができることを実験から確かめた。また、原子力機構が開発した最新版限界出力相関式を過渡解析コードTRAC-BF1に組み込み、過渡時の限界出力の予測性能を評価した。改良TRAC-BF1が過渡限界出力を保守的に評価できることを確認した。本燃料棒曲がり体系における過渡時沸騰遷移の判定は、準定常近似が可能、すなわち定常用限界出力相関式を過渡解析コードに組み込むことで保守的に評価が可能であることがわかった。

This paper describes the critical power characteristics in a 37-rod tight-lattice bundle with rod bowing under transient states. It is observed that transient Boiling Transition (BT) always occurs axially at exit elevation of upper high-heat-flux region and transversely in the central area of the bundle, which is same as that under steady state. For the postulated power increase and flow decrease cases that may be possibly met in a normal operation of the FLWR, it is confirmed that no BT occurs when Initial Critical Power Ratio (ICPR) is 1.3. Moreover, when the transients are run under severer ICPR that causes BT, the transient critical powers are generally same as the steady ones. The experiments are analyzed with TRAC-BF1 code. The code shows good prediction for the occurrence or the non occurrence of the BT and predicts the BT starting time conservatively. Traditional quasi-steady state prediction of the transient BT is confirmed being applicable for the postulated abnormal transient processes in the tight-lattice bundle with rod bowing.

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