並列タイトル等Rod displacement measurements by X-ray CT and its impact on thermal-hydraulics in tight-lattice rod bundle (Joint research)
一般注記燃料棒と燃料棒の間隙が1mm程度の稠密格子体系では、わずかなロッド位置変位により伝熱特性に影響を及ぼす恐れがある。また、熱的限界出力を評価するサブチャンネル解析において、模擬燃料棒が設計位置からズレた場合の影響を定量的に確認しておくことは、実験解析の予測誤差原因を検討するうえで重要である。本研究では、低減速炉炉心模擬燃料集合体(7本バンドル)に対して、断面内の模擬燃料棒配置を実測し、その結果に基づいて各模擬燃料棒中心位置の変位と伝熱特性との関係について実験的に検討するとともに、サブチャンネル解析結果に及ぼすロッド位置変位の影響を評価した。X線CT装置による断面の可視化画像より、模擬燃料棒位置は設計位置から大きく変位していないことが確認できた。模擬燃料棒位置の変位は、最大0.5mm,平均は0.2mmであった。伝熱実験の結果、BT発生位置・時刻の観点から模擬燃料棒位置の変位の影響は小さかった。X線CT測定結果に基づく限界出力計算値(サブチャンネル解析)は、模擬燃料棒が設計位置にある結果よりも5\%程度小さくなったが、過大評価の程度は約25\%と依然大きかった。このことから、解析結果と実験結果との差異は、模擬燃料棒の変位(入力データの問題)だけでは説明はつかず、解析モデルの影響の大きいことがわかった。
In tight-lattice bundles with about 1mm gap between rods, a rod displacement might affect thermal-hydraulic characteristics. The inside-structure observation of the simulated seven-rod bundle of RMWR was made with the high-energy X-ray CT of JNC. The CT view assured that the rod position was almost the same as expected by design. In the heat transfer experiments, all thermocouples on the center rod showed almost simultaneous BT-induced temperature increase and on the same axial heights showed quite similar time-variation behaviors in the vapor cooling heat transfer regime. It showed that the effect of the geometrical asymmetry was small on the BT characteristics. The calculated critical power by subchannel analysis with the input of the CT measured rod position was smaller by about 5\% than that with the designed rod position. It concluded that the error in the calculated critical power was attributable not to the asymmetry in the rod position, but to the models in the subchannel analysis code.
一次資料へのリンクURL/JAERI-Tech-2005-034.pdf （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