並列タイトル等Data Report of a tight-lattice rod bundle thermal-hydraulic tests, 1; Base case test using 37-rod bundle simulated water-cooled breeder reactor (Contract research)
一般注記日本原子力研究開発機構では水冷却炉の革新的な性能向上により高増殖比及び超高燃焼度の達成を目指す超高燃焼水冷却増殖炉の技術的及び工学的成立性の確立を目指した要素技術開発として、稠密格子炉心熱特性試験を実施している。本試験では、水冷却増殖炉の稠密格子炉心燃料集合体を模擬した37本バンドル試験体(基準試験体(燃料棒間隙幅1.3mm),パラメータ効果試験体2体(燃料棒間隙幅効果試験体(間隙幅1.0mm)及び燃料棒曲がり効果試験体))を用いて、除熱限界に対する基本的課題(高稠密格子体系での除熱限界、並びに除熱限界に及ぼす燃料棒間隙幅の効果及び燃料棒曲がりの効果)を明らかにすることを目的としている。本報告書では基準試験体を用いた試験結果をまとめる。水冷却増殖炉の定格運転条件を内包する広い圧力・流量等範囲における限界出力特性,圧力損失特性,壁面熱伝達特性を37本という大規模な体系で取得した。併せて、限界出力に及ぼす径方向出力分布の影響に関するデータを取得した。
Japan Atomic Energy Agency has been performing tight-lattice rod bundle thermal-hydraulic tests as one of essential technologies for the technological and engineering feasibility of super high burn-up water-cooled breeder reactor which aims to achieve a high breeding ratio and super high burn-up by innovative performance-up of water-cooled reactor. The tests are performing to make clear the fundamental subjects related to the boiling transition(BT)(Subjects:BT criteria under a highly tight-lattice rod bundle, effects of gap-width between rods and of rod-bowing) using 37-rod bundles (Base case test section (1.3mm gap-width), Two parameter effect test sections (Gap-width effect one (1.0mm) and Rod-bowing one)). In the present report, we summarize the test results from the base case test section. The thermal-hydraulic characteristics using the large scale test section were obtained for the critical power, the pressure drop and the wall heat transfer under a wide range of pressure, flow rate, etc. including normal operational conditions of the designed reactor. Effects of local peaking factor on the critical power were also obtained.
一次資料へのリンクURL/JAEA-Data-Code-2006-007.pdf/ comment：fulltext
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System