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藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 久木田 豊; 田坂 完二*
Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.85 - 89, 1990/11
PIUS型炉を原理的に模擬した小型実験装置において、下部ハニカム全長間差圧により密度境界の位置制御を行い、その制御性能を調べた。本制御方式は、ハニカム内温度分布により定まる差圧を設定し、密度境界層の位置及び温度分布が変動することにより生じる差圧設定値との偏差をポンプ回転数にフィードバックし、常に密度界面における両ループ間の静水頭差をポンプ吐出圧でバランスさせるものである。比例回転数制御のみではポイズンループに生じるマノメータ振動がポンプの慣性のため収束せず大きな定常偏差が残る。この対策として制御ロジックに減衰項を付加した結果、定常運転のみならず、スタートアップや出力変更時の様に系内温度分布が大きく変化する過渡条件においても密度境界層を安定に維持することができ、PIUS型炉の操作においてハニカム間差圧が有効な制御指標となることが示された。
岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫; 末村 高幸*
Thermal Hydraulics of Advanced Nuclear Reactors, p.31 - 38, 1990/00
原研では、燃料の有効利用を目的として、扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)を開発中である。本炉は、P/Dが1.23で高さ60cmの扁平炉心を中間ブランケットを介して二段に重ねたもので、上部及び下部にもブランケットを有す。本炉の熱水力学的成立性を調べるため実験的及び解析的研究を実施した。まず、限界熱流束、圧力損失、及び再冠水炉心冷却の実験を実施し、本炉の熱水力特性評価手法を検証した。次に運転時の熱水力特性を評価した結果、本炉は現行軽水炉の最小DNBR基準を満足し、集合体圧力損失も現行軽水炉以下であることがわかった。また、最適評価コードJ-TRAC、KfKのCHF相関式と組合わせたサブチャンネル解析コードCOBRA-IV-1等を用いて、大破断LOCA、一次冷却水ポンプ軸固着事故、及び外電喪失ATWSの解析を実施した。解析結果より、いずれの事故の場合も、本炉は現行軽水炉の安全基準を満足することが分かった。