Effects of partial flow blockage on core heat transfer in forced-feed reflood tests

数土 幸夫; 刑部 真弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(4), p.322 - 332, 1983/00

https://doi.org/10.3327/jnst.20.322

本研究は、加圧水型原子炉の冷却機喪失事故の再冠水過程において、燃料棒被覆管のふくらみによって生ずる流露閉塞の、炉心熱伝達に及ぼす影響について、特に流路閉塞が1燃料集合体規模で生じている場合のバイパス流れの影響とパラメータ効果に注目して調べたものである。閉塞率約60%の流路閉塞がある実規模の模擬燃料集合体2体と、健全な模擬燃料集合体6対の計8体を横一列に配置した、平板炉心試験装置で、最もありうる冷却水注入条件での強制注入実験を行い、クエンチ及び熱伝達率特性に注目して、その影響を調べた。その結果、(1)流路閉塞の影響は、流路閉塞のある集合体の流路閉塞部の下流にのみ冷却が促進する形で現われる、(2)従って流路閉塞によるバイパス流れの効果は無視できる、(3)蓄圧注入による冠水速度が、流路閉塞部下流の冷却促進に大きな影響を持つ、ことが明らかとなった。