Research and development of a super fast reactor, 8; Heat transfer experiments around a simulated fuel rod with supercritical pressure water

スーパー高速炉の研究開発,8; 模擬燃料棒周りの超臨界圧水の熱伝達実験

江里 幸一郎; 秋場 真人; 榎枝 幹男; 鈴木 哲; 関 洋治; 谷川 尚; 鶴 大悟; 森 英夫*; 岡 芳明*

Ezato, Koichiro; Akiba, Masato; Enoeda, Mikio; Suzuki, Satoshi; Seki, Yohji; Tanigawa, Hisashi; Tsuru, Daigo; Mori, Hideo*; Oka, Yoshiaki*

現在、東京大学を中心として設計・開発が進められている軽水冷却スーパー高速炉では超臨界圧水を用いて炉心を冷却する。燃料棒被覆管表面温度の高精度予測は燃料棒健全性と主蒸気温度評価にとって重要であるが、超臨界圧水の伝熱実験は管内流において実施されたものであり、燃料棒周りのような狭隘流路の管外流における伝熱流動データはこれまでほとんど取得されていない。本報では、上記のような超臨界圧水の伝熱流動データを取得するために原子力機構に整備した伝熱流動ループの概要と、単一模擬燃料棒ヒータ周りの熱伝達実験結果を報告する。本報告は、旧電源開発促進対策特別会計法に基づく文部科学省からの受託事業として、東京大学が実施した平成18年度「軽水冷却スーパー高速炉に関する研究開発」の成果である。

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