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与能本 泰介; 久木田 豊; R.R.Schultz*
Nuclear Technology, 124(1), p.18 - 30, 1998/10
被引用回数：40 パーセンタイル：92.5(Nuclear Science & Technology)ウエスチングハウス社の新型受動安全炉AP600の静的余熱除去系(PRHR)は、格納容器内燃料取替用水タンク(IRWST)を除熱源とする熱交換器を含む自然循環冷却ループである。ROSA-V/LSTF装置で行ったAP600に関する小破断冷却材喪失事故模擬実験において、PRHRでの除熱量は作動直後から炉心崩壊熱を大きく上回り、このため、炉心温度及び圧力は連続的に低下した。PRHRでの伝熱挙動について、伝熱相関式の適用性を検討するための1次元熱伝達解析、及びIRWST内の流動挙動に関するFLUENTコードを用いて3次元流動解析を行った。その結果、PRHRでの熱伝達量は5%程度の精度で予測され、IRWST内流体温度分布は、温度成層の高さの過小評価以外はよく予測された。さらに、流動分布に関する計算結果より、IRWSTの幾何的形状に関する実機とLSTFの違いがPRHR伝熱挙動に大きく影響を与えるものでは無いことが示された。
G.E.McCreery*; C.M.Kullberg*; R.R.Schultz*; 与能本 泰介; 安濃田 良成
Proc. of 1997 Int. Mechanical Engineering Congress and Exposition, p.97 - 104, 1997/00
ROSA-V/LSTF装置静的余熱除去系(PRHR)における冷却材喪失事故模擬実験の伝熱挙動を、一次元熱伝達計算モデルを用いて解析した。PRHRは、格納容器内燃料取替用水タンク内におかれたC字型伝熱部と一次系との接続配管で構成される自然循環冷却系である。解析結果より、(1)伝熱管内流体温度は提案する伝熱相関式を用いて良く予測できる、(2)伝熱管外表面での伝熱様式は、伝熱管入口でサブクール沸騰、その下流で乱流及び層流熱伝達であると予測される、(3)伝熱性能の低下に関連し当初懸念された沸騰遷移は、熱交換器全体の熱伝達性能に顕著な悪影響を与えるものでない、等が明らかになった。
中村 秀夫; 久木田 豊; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART A), p.237 - 244, 1996/00
ROSA-AP600実験で観察された蓄圧注入系与圧用窒素(N
)ガスのPRHRとCMTへの蓄積条件と、各々の機器の除熱能力に及ぼす影響を、実施した14実験からまとめると共に、CMT内の濃度変化を推定した。AP600では事象の終盤に、蓄圧注入系からNガスが一次系に流入する。その際、PRHRにはADS作動後ホットレグに水位が形成された場合にのみ、CMTには、コールドレグに水位が形成され、かつ均圧ラインが順流の時に各々流入、蓄積することがわかった。ただし、このようなNガスの蓄積は通常ADS作動後に生じるため、系への影響は小さいことがわかった。CMTへの蓄積は逆に、円滑な冷却材の注入を促すことがわかった。更に気相密度の安定成層を仮定し、温度分布から求めたCMT内Nガス最大蓄積量は、蓄圧注入系から放出される相当部分に達する可能性があることを示した。
与能本 泰介; R.Shaw*; 久木田 豊
3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE), 2, p.1053 - 1058, 1995/00
原研と米国原子力規制委員会が共同で実施している新型炉AP600に関する安全性確証実験計画(ROSA-AP600計画)における第1回実験としてコールドレグの1インチ破断実験を行った。実験にはAP600の主要な安全機器を体積比1/30.5、高さ比1/1で模擬するように改造されたROSA-V/LSTF装置を使用した。破断直後から静的余熱除去系(PRHR)において炉心崩壊熱を上まわる自然循環除熱がなされた。この自然循環により一次系圧力は連続的に減少を続け、一次系内下部に低温水は蓄積し、炉心はサブクール水に覆われた。実験で見られたPRHRにおける自然循環熱伝達は本研究で提案する伝熱相関式パッケージを使用することにより良く予測された。
