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高田 昌二; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 宮本 喜晟; 和田 穂積*; 未森 真知子*
Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, p.P1.2-1 - P1.2-7, 1993/00
冷却パネル特性試験装置を用いて圧力容器等の表面温度分布及び冷却パネルによる除熱特性を調べた。試験装置は、炉心を模擬する電気ヒータ(最高出力100kW、最高温度600
C)、それを格納する圧力容器(直径1m、高さ3m)と圧力容器を取り囲む冷却パネルより成る。一方、新たに放射熱伝達を含む2次元熱流動解析コードを開発し、本試験装置により得られた測定データと比較した。圧力容器内を真空の条件で、解析から得られる圧力容器胴部の温度分布は実験結果をよく表すが、上下鏡部で低めになる。そこで、より適切な補正輻射率
を用いることにより熱移動量及び圧力容器温度分布を測定データに近づけることができた。一方、ヘリウムガス圧力0.73MPaの条件で、圧力容器温度分布は真空条件とほぼ同じ傾向を示した。圧力容器外表面及びヒーター表面において、測定値を用いたバルクNu数は解析結果とよく一致した。
羽田 一彦; 藤本 望; 数土 幸夫; 和田 穂積*
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.291 - 298, 1991/00
高温工学試験研究炉(HTTR)は、我が国最初の黒鉛減速ヘリウム冷却型原子炉であり、原子炉出口での冷却材温度は950Cと非常に高温である。このような高温炉の構造健全性を評価した経験はこれまであまりなく、このため、その過渡応答、特に熱的な過渡応答を解析するための信頼できる手法を確立することが急務であった。この手法としては、想定される過渡事象をいくつかの負荷カテゴリーに分類し、各カテゴリーごとに代表事象を選定するための考え方、解析条件及び解析モデルの定め方、並びに解析コードを確立する必要がある。本論文では、この手法を開発するとともに、代表的な熱過渡解析結果を示す。解析結果から、HTTRのユニークな特徴が解明されるとともに、HTTRは固有の安全性が高い原子炉であることが明らかになった。
國富 一彦; 中川 繁昭; 鈴木 勝男; 和田 穂積*; 平野 光将
JAERI-M 89-001, 34 Pages, 1989/02
2次元熱計算コードTAC-NCは、高温工学試験研究炉(HTTR)の1次冷却設備二重管破断事故(減圧事故)などの温度分布解析のために、非定常温度挙動を解析する計算コードTAC-2Dの解析モデルを拡張し、自然循環量の計算ができるようにしたものである。本報は、上記の解析モデルとTAC-NCの検証解析の結果をまとめたものである。検証解析としては、HTTRの配管破断を模擬した配管破断時空気浸入実験との比較検討を行った。その結果、温度分布及び自然循環とも、検証解析結果は実験結果とよく一致し、モデル及び使用したデータの妥当性が確認された。
土井 基尾*; 遠藤 雅行*; 七島 健司*; 前谷 弘道*; 速水 雅尚*; 和田 穂積*; 広瀬 正史*
PNC TN941 80-65, 269 Pages, 1980/05
本試験は主冷却系の主中間熱交換器及び主空気冷却器について,その設計性能を確認するものである。試験は下記三通りの定常状態において行った。原子炉出力75Mwtに至る各ステップ(25,40,50,65,75Mwt)の定常状態における試験原子炉入口ナトリウム温度を270
に制御して原子炉出力を上げ,各ステップ(30,50.60,65Mwt)の定常状態における試験。2次ナトリウム流量を下げ,約80%,50%の定常状態における試験。試験の結果‥1)主中間熱交換器については前報(SN94179-128)で報告した性能から予想された結果が得られた。2)主空気冷却器については高風量域までのデータが得られ,ほぼ設計値と良い一致を示した。主中間熱交換器(A)における性能低下の原因は,シェル側流体のバイパス流によるものと考えられたので,確認のため上記3)の試験を実施し予想と一致した結果が得られた。主空気冷却器については,原子炉出力75Mwtで定格風量の約1/2であるため,上記2)の試験を実施し熱負荷運転状態における高風量域のデータを得ることが出来た。
