並列タイトル等Sodium Boiling Experiments at Decay Power Levels(4); Summary Assessment of the Low-Flow and Low-Heat Flax Sodium Boiling Expeiments at PNC
一般注記The objective of the Sodium Boiling Experiments at Decay Power Levels is to examine the heat removal capability of reactor fuel subassemblies under sodium boiling condition, which is a matter of arguments in analyzing the accidents like the loss of piping integrity and the loss of shutdown heat removal system. Prior to progressing the test program, a survey study was conducted to fix the scope within which an advanced investigation should be required to analyze the event sequence following after sodium boiling at low flow. The study focused on the results of the past low-flow and low-heat-flux boiling tests performed with the SIENA Facility, with special attension to summarizing the critical (dryout) conditions of the two-phase flow heat transfer. The corresponding data for water cases were also examined. The topical results are as follows: (1)The dryout phenomenon reproducible under annular flow condition at relatively high flow is well predicted to occur by the criterion that the exit quality equals to 0.5. (2)Even if the mismatching ratio of power to flow is increased at low flow range, the slug flow pattern is sustained, repeating the void expansion and contraction synchronized with the unstable flow oscillation. In this case, the extra-superior heat removal capability is expected due to strong heat sink around the voided region. The tendencies of the dryout quality data at annular flow on several parameters are resembled to those of water data, from which one can reach the conclusion that the dryout criterion confirmed here would be reasonable for the sodium flow cases. The forthcoming experiment should be, therefore, concentrated on examining the factors influential to the flow pattern transition and on generalizing the dryout data base at annular flow having less coolable nature.
崩壊熱沸騰試験は、高速炉の配管破損事故や崩壊熱除去系機能喪失事故などを想定した場合に問題となる沸騰による炉心燃料集合体の除熱に関して、実験的に検討することを目的としている。試験に先立ち、低流量時の沸騰事象の推移を評価するにあたって補強すべき情報の摘出を行った。崩壊熱沸騰試験に関係深い既存の試験として、SIENA装置で実施された一連の低熱流束・低流量試験をとり上げ、特に除熱限界(ドライアウト)データの整理という観点で総合評価を行った。評価に当っては、既在の水に関する知識も参考にした。主要な結果は以下の通りである。(1)比較的高流量で再現される環状流流動様式でのドライアウトは熱流束に依存せず、出ロクォリティ=0.5というクライテリヤで良く説明できる。(2)低流量になると、熱出力/流量のミスマッチが増加しても、不安定な流動振動と気泡の拡大・縮小を繰返すスラグ流流動様式が持続され、除熱能力は周囲のヒートシンクに助けられ、飛躍的に向上する。環状流でのドライアウト・クォリティのデータ傾向は、水のデータと酷似しており、その知識の外挿から、流動様式か環状流となるなら従来のドライアウト評価方法は妥当であろうと結論できる。したがって、今後の試験では流動様式を支配する要因の調査、およひ除熱性能の劣る環状流での除熱限界の追加調査に重点を置くべきといえる。
一次資料へのリンクURL/PNC-TN941-85-56.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