Experimental determination of the emissivity of nuclear graphite at high temperature conditions

高温条件で原子炉用黒鉛の放射率測定

Chai, P.; Wu, Y.*; 岡本 孝司

Chai, P.; Wu, Y.*; Okamoto, Koji

高温ガス炉(HTGR)には高温環境で、伝熱の主要な形態が輻射である。したがって、炉心材料(主に原子炉用黒鉛)の放射率は、原子炉の安全性評価にとって重要だ。この論文では、赤外線温度計を使用し、原子炉用黒鉛IG-110の放射率を測定した。さらに、想定される空気侵入事故でグラファイトの酸化の影響も評価された。その結果、IG-110グラファイトの放射率は、温度が上昇するにつれてわずかに低下することがわかった。さらに、予備酸化された試料で比較的高い放射率が検出された。測定データに基づいて、2つの実験式を提案された。また、一般的に使用されている放射率は、工学的判断では保守的であると結論付けることもできる。

In a High-Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR), radiation is the dominant form of heat transfer due to the high temperature environment. Therefore, the emissivity of the core materials (mainly nuclear grade graphite) is important for reactor safety assessment. In this paper, the emissivity of nuclear grade graphite IG-110 was measured in the temperature range from 500C to 1000C by using an infrared thermometer. Besides, the impact of the graphite oxidation, which may take place in a postulated air ingress accident, was also evaluated. As a result, it was found that the emissivity of IG-110 grade graphite decreases slightly as the temperature increase. Moreover, a relatively high emissivity was detected in the pre-oxidized specimen. Based on the measurement data, two experimental correlations were suggested for the engineering applications. It could also be concluded that the commonly used value of the graphite emissivity (0.8), is conservative for engineering judgment.