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越塚 誠一*
JNC TJ9400 2000-011, 102 Pages, 2000/03
JNC-TJ9400-2000-011.pdf:2.71MB
超臨界圧軽水冷却高速炉の大出力化の可能性を検討するため、大型の高温超臨界圧軽水冷却高速炉(SCFR-H)の設計研究を行った。臨界圧軽水冷却炉は現在の火力ボイラーの主流である貫流型直接サイクルを採用し、超臨界水を冷却材とすることで、現行の軽水炉と比較してシステムの大幅な簡素化、コンパクト化および熱効率の向上が可能になる概念である。本検討にて、ブランケット上昇流冷却型SCFR-H、ブランケット下降流型SCFR-H及び高出力型SCFR-Hの3種類の炉心を設計した。いずれも熱効率が43%を超え、冷却材密度係数を正に保ちつつ電気出力1600MWを上回る概念である。熱中性子炉であるSCLWR-H(電気出力1212MW)と、同一の原子炉圧力容器内径の条件の下に比較検討し、電気出力で最大約1.7倍増加できることが示された。出力増大という観点からは、燃料配置を稠密にできる高速炉の方が、十分な減速材領域を必要とする熱中性子炉よりも出力密度を高めることができるため有利である。すなわち、超臨界圧軽水冷却炉では、高出力を目指した高速炉にすればさらに経済性が向上すると結論できる。
数土 幸夫
日本機械学会論文集,B, 60(580), p.4229 - 4235, 1994/12
大気圧近傍での垂直矩形加熱流路における、上昇飽和二相流の限界熱流束の発生メカニズムについて、解析的に検討した。その結果、流路長350~750mm、流路ギャップ1.03~5mm、流路幅が40~51mmの片面及び両面加熱流路の既存の実験結果との比較から、次の重要な知見が得られた。(1)限界熱流束発生点で、完全分離二相流を考え、層流の液膜流中に限界液膜厚さの薄液膜を考え、これがドライアウトするのが限界熱流束とすると、無次元流束G
100の範囲で実験デ-タを非常に良く予測する。(2)大気圧近傍で、流路長Lと等価水力直径Deの比L/Deが70以上の本研究で対象とした既存の実験条件範囲では、入口サブクールの効果は無視できること、Lが小である程、又、Sが大である程限界熱流束は大きくなるが、Gが大になるとこれらの効果は次第に小となること、が明らかとなった。
村田 満*; 石井 裕治*
PNC TJ9381 93-001, 158 Pages, 1993/02
現在の発電用原子炉は、ポンプによる強制循環により冷却材を循環させている。しかし、最近では軽水炉において、ポンプを使用しない「自然循環炉」の研究も進められている。そこで、ATRの原子炉においても「自然循環炉」の流動解析を行い、1000Mwt級「自然循環炉」の自然循環特性、冷却特性を評価し、成立性検討の資料とする。本研究では、「自然循環炉」の入口管口径、上昇管口径、炉心長さ、下降管高さ、チャネル出力をパラメータとして解析し、自然循環流量に対する前記のパラメータの感度を以下のように明らかとした。 1)入口管口径の影響 基本ケースの入口管口径2Bに対し、3Bとしたケースの解析を行い、本解析体系では、入口管口径を2Bとした方がチャンネル流量が安定することが明らかとなった。 2)上昇管口径の影響 基本ケースの上昇管口径3Bに対し、4B、5Bとしたケースの解析を行い、上昇管口径は、大きい方が上昇管部の圧力損失が小さくなり、自然循環量が多くなる事が明らかとなった。 3)炉心長さの影響基本ケースの炉心長さ3.7mに対し、3.2m、2.7mと炉心を短くしたケースの解析を行い、炉心長さは、短い方が炉心部の圧力損失が小さくなり、自然循環量が多くなる事が明らかとなった。 4)下降管高さの影響 基本ケースの下降管高さ15mに対し、20m、30mと下降管高さを高くしたケースの解析を行い、下降管高さは、高い方が炉心部と下降管部水頭差が大きくなり、自然循環量が多くなる事が明らかとなった。また、1)
4)の解析結果より、最も感度が高い項目は下降管高さである事が明らかとなった。さらに、最も循環量の多くなる入口管口径、上昇管口径、炉心長さ、下降管高さの組合せを採用することにより、1チャンネル当たり2.8Mw の出力で、4.29kg/sの自然循環量が確保でき、RPFを考慮し平均チャンネルの出力を2.0Mw 程度とし、圧力管本数を片ループ280本、両ループで560本とすれば、1120Mwtの出力が得られ、1000Mwt級「自然循環炉」は成立すると考えられる。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 84-149, 106 Pages, 1984/08
本報は、JRR-3改造炉の標準型燃料要素の1流路を模擬した加熱長750mmの矩形単一流路を用い、流速約0.05~6m/sの範囲で上昇流と下向流の強制対流熱伝達特性の相違を調べたものである。その結果、レイノルズ数が2000以上では従来の相関式が使用でき上昇流・下向流とで顕著な差異が無いこと、レイノルズ数が700以下では下向流の熱伝達率が上昇流に比べて低下することがわかった。以上の実験的知見から、JRRー3改造炉熱水力解析用熱伝達相関式の内の、上昇流と下向流とに適用すべき強制対流熱伝達相関式の妥当性を確かめると共に、低流速で浮力の影響が顕著になる領域の熱伝達相関式を提案した。
数土 幸夫; 井川 博雅; 平野 雅司; 大西 信秋
JAERI-M 84-066, 74 Pages, 1984/03
本報告書は、JRR-3改造炉の熱水力解析に使用すべき熱伝達相関式を、JRR-3改装炉の熱水力特性の特徴を考慮し従来の関連実験と比較検討して、熱伝達パッケージを作成したものである。JRR-3改造炉は熱出力約20MWtの、いわゆる低圧・低温の研究用原子炉であって、定常状態では流速約6m/sの下向流で炉心冷却が行われている。本報告書で検討・作成した熱伝達パッケージは、定常運転、運転時の異常過渡変化及び事故時の下向流・上昇流の両者に対し、狭い間隙の矩形流路での炉心熱水力解析に適用できるものである。
