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論文

Experimental and numerical studies on performance of passive decay heat removal by a water cooling panel from a high-temperature gas-cooled reactor

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(5), p.413 - 423, 1999/05

https://doi.org/10.3327/jnst.36.413
 被引用回数：2 パーセンタイル：21.18(Nuclear Science & Technology)

上鏡部に三次元形状でスタンドパイプが林立する圧力容器を有する高温ガス炉の水冷形冷却パネルによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度を実験により調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプを有し、炉心の崩壊熱を模擬した最大出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と、空気を充填した炉室と圧力容器を囲む冷却パネルで構成する。軸対称解析コードTHANPACST2を実験結果に適用し、解析手法と新たに提案した三次元形状を有するスタンドパイプをポーラスボディセルで模擬した軸対称モデルを検証した。圧力容器最高温度430$$^{circ}$$C、ヘリウムガス圧力0.47MPa条件で、数値解析は、最高温度が現れる圧力容器頂部温度を実験結果に対し-25、+70$$^{circ}$$Cの差異で、また、冷却パネル除熱量を実験値に対し、-4.1%の差異で比較的よく評価した。

論文

Study on cooling performance of air-cooling panel system for HTGR

高田 昌二; 鈴木 邦彦; 稲垣 嘉之; 数土 幸夫

Transactions of the American Nuclear Society, 79, p.160 - 161, 1998/00

高温ガス炉の空冷形冷却パネルシステムによる受動的崩壊熱除去特性と構造物温度分布を実験で調べた。実験装置は、19本のスタンドパイプ、模擬炉心として出力100KWのヒータを内蔵した直径1m、高さ3mの圧力容器と容器を囲む冷却パネルで構成する。システム設計・評価で高い信頼性が要求される過熱ガスの自然対流による圧力容器温度への影響評価のために6分割ヒータの最下段のみ点火した条件と、圧力容器最高温度を514$$^{circ}$$Cまで高めた事故時温度条件の実験結果に、解析コードTHANPACST2を適用し解析手法とモデルの妥当性を検証した。数値解析は、スタンドパイプにより除熱が抑制され、高温のガスの自然対流により過熱される圧力容器頂部の温度を、実験値に対し0~+50$$^{circ}$$Cの差異で比較的よく表し実験値を高く評価する保守性を有した。システム除熱量は、実験値に対し-5.9~-18%の差異で比較的よく表し実験値を低く評価する保守性を有した。

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