下降二相流における実規模ドライアウト限界出力測定試験

• 資料種別: 規格・テクニカルリポート類
• タイトル: 下降二相流における実規模ドライアウト限界出力測定試験
• 著者・編者: 堺 公明; 菅原 悟
• 出版年月日等: 1987-12
• 出版年（W3CDTF）: 1987
• 並列タイトル等: Full scale dryout tests under the condition of downward flow
• タイトル（掲載誌）: PNC TN9410 87-147
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 出版タイプ： NA; 新型転換炉において、入口管に破断を生じた場合、冷却水は圧力管の入口部より流出するため、破断チャンネルにおいて下降流状態となる。また、ポンプトリップによる流量停滞時においても同様に低出力チャンネルにおいて下降流が発生することが考えられる。このような下降流状態におけるドライアウト限界出力を正確に把握することを目的として、大洗工学センター原子炉工学室の14MW大型熱ループにおいて新型転換炉実証炉用36本クラスタを用いた実規模試験を行うとともに下降流状態におけるドライアウト評価式を作成した。本研究の結果、以下のことが明らかになった。(1)下降流状態でのドライアウトには流量によって特性の異なる領域、即ち、気液同方向下降流領域、遷移領域、気液対向流領域の3つの領域が存在する。また、遷移条件は圧力7MPaの場合、各々、G=725.2及び458.3〔㎏/†sec〕である。(2)気液同方向下降流領域では上昇流のドライアウト評価式が適用される。(3)気液対向流領域ではドライアウト限界衆力が上昇流と比較して最大75\%低下する。(4)気液同方向下降流領域から遷移領域への遷移はフラッディングモデルから導出したJgE*12=C/m=0.75によって判定できる。(5)3つの領域各々に対して作成したドライアウト評価式は本実験について$\pm$0.6MWの精度で予測できる。; A dryout power limitation in downward flow was measured on an electrically heated 36-rod full scale bundle, which is designed for the purpose of simulating a fuel bundle of a demonstrational ATR (Advanced Thermal Reactor). Experiments were performed by using the 14MW Heat Transfer Loop (HTL) at O-arai Engineering Center of PNC, under the following conditions. (Pressure 7.0 [MPa]) (Flow rate O $\sim$ $\pm$50.0 [ton/hr]) (Input power 0 $\sim$ 9.0 [MW]) (Inlet temperature 275 [$^{\circ}$C]) The dryout limitation power data obtained from the present experiments were compared with the upward flow data, and were provided for development of correlations for the dryout limitation power vs. downward flow rate. The following results were obtained from the present study. (1)Dryout phenomena in the downward flow can be divided into three regions depending on flow rate; gas-liquid counter-current flow region, transition region and gas-liquid co-current downward flow region. (2)In the region of gas-liquid co-current downward flow, dryout correlation for upward flow is applicable to the prediction of the dryout limitation. (3)In the region of counter-current flow, dryout limitation power decreases up to 75 percent maximum, compared with the limitation in a corresponding upward flow rate. (4)The transition criterion between transition region and co-current downward flow region can be given by the non-dimensional flow velocity. J$_{1}$$^{*1/2}$ = C/m = 0.75 at the exit of the test section. (5)The dryout correlations developed for the downward flow can predict the experimental data within $\pm$0.6 MW errors. The correlations are available for an estimation of the dryout power limitation in the downward flow which are encountered in the case of inlet-Pipe breaks or pump trip accidents of ATRs.
• 一次資料へのリンクURL: /PNC-TN9410-87-147.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-87-147.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: インターネット公開
• 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）; https://irdb.nii.ac.jp
• 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

• 要約等: 新型転換炉において、入口管に破断を生じた場合、冷却水は圧力管の入口部より流出するため、破断チャンネルにおいて下降流状態となる。また、ポンプトリップによる流量停滞時においても同様に低出力チャンネルにおいて下降流が発生することが考えられる。このような下降流状態におけるドライアウト限界出力を正確に把握する...