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論文

Critical heat flux and heat transfer above mixture level under high-pressure boil-off conditions for PWR type and tight-lattice type fuel bundles

熊丸 博滋; 久木田 豊

ANP 92: Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 3, p.24.4-1 - 24.4-7, 1992/00

PWR(17$$times$$17)型及び稠密格子型燃料バンドルについて、高圧ボイルオフ(極低流量;質量流束100kg/m$$^{2}$$s以下)条件下で熱伝達実験を実施した。限界熱流束(あるいはドライアウト点)及び混合水位(ドライアウト点)上方の熱伝達についての実験データをそれぞれ対応する幾つかの相関式等と比較した。限界熱流束及び混合水位上方の熱伝達とも、ボイルオフ条件下では、PWR型及び稠密格子型バンドル間で大差はなかった。限界熱流束については、「完全蒸発モデル」により良く予測できる、すなわち、トライアウトは熱平衡クオリティが1になる高さ付近で発生することが明らかになった。また、混合水位上方の熱伝達については、軸射伝熱の寄与が大きいこと、及び膜温度(伝熱面温度と流体バルク温度の平均値)を物性値評価に使用すれば、Dittus-Boelterの式で良く予測できることが明らかになった。

論文

Thermal-hydraulic experiment for safe and stable operation of a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 今井 聡*; 正岡 久和*; I.D.Irianto*; 纐纈 英年*; 正置 昌義*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 2, p.17.6-1 - 17.6-6, 1992/00

固有安全軽水炉の一種であるPIUS炉は、1次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所のハニカムを境界として、1次系とボロン水が接している。通常運転時には、ボロン水と1次系水との水頭差と炉心流動抵抗とか釣合っている。事故時には、このバランスの崩れボロン水が水頭差によって1次系内に流入し、炉が停止する。この炉停止機能は、静的安全性という点で優れているものの、安定性に問題がある。本報は、下部ハニカム内の密度境界を安定化させる方法として、下部ハニカム中央温度をハニカム上下温度の平均値になる様に、主循環ポンプの回転数制御を行う平段を提案し、その有効性を、原子炉スタートアップ時、出力変化時について実験的に確認した。また、給水喪失時に、この制御が本来の固有安全性を失なうものではないことを確認した。

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