Study on dryout and rewetting during accidents including ATWS for the BWR at JAEA

原子力機構におけるATWSを含む事故時に生じるドライアウトおよびリウェットに関する研究

佐藤 聡 ; 和田 裕貴   ; 柴本 泰照 ; 与能本 泰介 

Satou, Akira; Wada, Yuki; Shibamoto, Yasuteru; Yonomoto, Taisuke

原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。

JAEA has conducted a series of experimental researches on the Post-boiling transition heat transfer, transient critical heat flux and rewetting for BWRs. Experimental data bases covering the anticipated operational conditions was developed; the significance of the precursor cooling was identified. This paper presents approaches of the present research focusing on the anticipated transient without scram, effects of the spacer and physical understanding of the phenomena for development of mechanistic model together with promising results obtained so far.