Core thermal hydraulic tests for ANS

神永 雅紀; M.Siman-Tov*; D.K.Felde*; G.L.Yoder*; C.D.West*

Proc. of the 3rd Meeting of the Int. Group on Research Reactors; IGORR-III, p.264 - 272, 1993/00

Advanced Neutron Source(ANS)炉は、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)が設計・建設を進めている熱出力330MW、重水冷却・減速の超高中性子束炉である。炉心は、上下2分割型でアルミニウム被覆の板状燃料684枚で構成され、冷却材流路は狭い垂直矩形流路である。冷却材は、炉心を上向きに25m/sの流速で燃料を冷却する。燃料板表面熱流束は、平均5.9MW/m、最大で12MW/mである。ANS炉は、これまでの研究炉に比べ熱流束、冷却材流速ともに非常に高く、熱水力設計の限界を把握するのに必要な限界熱流束(CHF)、流動不安定(Flow Excursion:FE)現象に関して、適用可能な実験データが限られている。このため、現在ORNLではANS炉の運転条件を模擬可能なThermal Hydraulic Test Loop(THTL)を用い、CHF相関式及びFE熱流束相関式を開発するためのFE実験及びCHF実験が行われている。本論文では、これまでに行なわれたFE実験及びCHF実験結果について報告する。