54本クラスタ燃料による破断実験解析

松本 光雄; 鴨志田 洋; 川又 伸弘

PNC TN1410 98-005, 96 Pages, 1998/03

PNC-TN1410-98-005.pdf:2.17MB

動燃事業団大洗工学センター原子炉工学室において、平成8年度に54本クラスタ燃料を用いた下降管破断実験、主蒸気管破断実験等が実施された。ここでは、従来の「ふげん」安全評価コード及び軽水炉の安全評価コードであるRELAP5コードにより、上記の下降管破断実験及び主蒸気管破断実験を解析し、「ふげん」安全評価コードの妥当性を評価した。この結果、以下のことが明らかとなった。(1) 「ふげん」安全評価コードは、ドライアウト後の被覆管温度について、実験結果に対して高めの値を算出し、保守的な評価をしていることが確認できた。(2) 「ふげん」最適評価コードのリターンモデルは、実験時の被覆管温度挙動に見られるドライアウト及びクエンチ現象をよく再現できることが確認できた。(3) RELAP5コードは、「ふげん」の下降管破断を模擬したLOCA実験時の伝熱流動現象をほぼ再現し、同コードがATR体系のLOCA解析にも使用できる可能性があることが分かった。

重水冷却SERAPH炉DNB実験データ集 -局所高出力及びコサイン分布出力形状によるDNB熱流束測定-

藤本 敦志; 鴨志田 洋; 上出 英樹; 飛田 昭

PNC TN9450 97-018, 195 Pages, 1997/07

PNC-TN9450-97-018.pdf:3.21MB

重水冷却SERAPH炉心では、パルス状過出力試験時には、ドライバー炉心における燃料ピン表面の熱流束が最大で3MW/M2程度になると予測されている。SERAPH炉では、この様な高熱流束に対してできるだけ沸騰を押えDNB熱流束を大きくするため、冷却材流速を大きくし、入口温度を低く保つ設計となっている。しかしSERAPH炉の様な低圧、高流速条件におけるDNB熱流束を測定したデータは極めて少ないため、設計の妥協性を試験しより確認しておく必要がある。本試験では、重水冷却SERAPH炉で計画されている集合体内サブチャンネルの水力等価直径を摸擬した単管形状(内側流路)で、局所高出力及びコサイン分布出力形状の試験体により定常及びパルス状過出力条件で、高流速、高サブクール条件下におけるDNB熱流束を測定した。

Experimental Study on Effect of Heat Flux Tilt on Rod Bundie DryoutLimitation

菅原 悟; 照沼 幸司; 鴨志田 洋

CNS'95 Conferense, , 

炉工に装荷された燃料集合体は、集合体内の軸方向及び系方向に非均一な分布を持つのみならず燃料棒内にも系方向に非均一な分布を持つ。そのため、燃料棒の表面熱流束は周方向に非均一な分布(「熱流束傾斜」)を呈することになる。しかし、これまでの実規模擬燃料集合体を電気加熱して行う伝熱流動試験では、技術上の困難さから、全世界的に、集合体内の非均一な出力分布は模擬できても燃料棒表面熱流束の周方向の非均一性は模擬できていなかった。ただし、ATRのような圧力管型炉では、一般にドライアウトが出力の高い外層燃料棒においかつ熱流束傾斜によって熱流束が低くなるバンドル中心部に面した位置で発生するため熱流束傾斜を考慮しなくてもドライアウト実験は保守側の結果を与えると評価した。 本研究では、熱流束傾斜を考慮してない従来のドライアウト実験の保守性定量的に明らかにすることを目的としている。