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コンパクト化したナトリウム冷却炉の温度成層化現象に関する実験研究; 炉心出口流速及びスクラム前後の温度差の影響

Experimental study on thermal stratification in compact reactor vessel of sodium cooled fast reactor; Effects of core outlet velocity and temperature difference during scram

木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭; 上出 英樹; 長澤 一嘉*

Kimura, Nobuyuki; Hayashi, Kenji; Tobita, Akira; Kamide, Hideki; Nagasawa, Kazuyoshi*

ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/10縮尺原子炉容器上部プレナム試験装置を用いて、炉容器壁近傍における熱伝達を含む成層界面挙動の支配因子を把握するための熱流動パラメータ試験、及び燃料交換機貫通孔プラグ高さをパラメータとした試験を実施した。本試験により、スクラム時の炉心出口流量,炉心出口温度差で定義したRi数と成層界面高さ,上昇速度との関係について明らかにした。また、成層界面温度勾配とPe数の関係を明らかにした。

Thermal stratification water experiments using a 1/10th scale model were carried out for an advanced loop type sodium cooled reactor. Experimental parameters were core outlet velocity, temperature difference during scram, and height of the plug which infill the hole at the dipped plates for setup of a fuel handling machine. It was found that the height and the rising speed of stratification interface depended on the Richardson number. Furthermore the temperature gradient of the stratification interface depended on the Peclet number.

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