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原子燃料の除熱限界

書誌情報

著者師岡 慎一,工藤 義朗,堀田 亮年
所属東芝(株),グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン,テプコシステムズ(株)
掲載誌日本機械学会論文集(B編)
巻号75巻 758号(2009-10)
掲載ページpp. 1890–1895
種別研究展望(レビュー)
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背景

目的

(1)除熱限界の予測手法(相関式・サブチャンネルコード)、(2)除熱限界の増大技術(スペーサ設計)、(3)Post-BT基準の現状と展望について体系的に解説する。

手法・内容

1. 除熱限界の予測

炉型メカニズム設計相関式
BWR高クォリティ条件での環状液膜消失(ドライアウト)GEXL
PWR低クォリティ条件での核沸騰→膜沸騰遷移(DNB)W-3, MIRC-1, NFI-1

サブチャンネルコードによる数値予測

ドライアウトは液膜流量の時間変化で直接扱う。コントロールボリューム i における液膜流量の支配方程式:

f,i/dt = (1/ρf)(Qin,i − Qout,i + Qdep,i − Qent,i + Qcond,i − Qevap,i) …(1)

実用レベルの精度でドライアウトを予測するには三流体モデル(液相・蒸気相・液滴の保存式を独立に扱う)が望ましい。

特に重要な5つの物理プロセス:流動様式遷移、環状流開始点での液滴濃度、液膜への液滴再付着、液滴発生、スペーサ–液滴間相互作用。

2. 除熱限界の増大

3. Post-BT基準(AESJ-SC-P002:2003)

BWR過渡事象でBTが一時的に発生しても燃料健全性を評価する基準:

燃料健全性の判断基準
・燃料被覆管最高温度:800℃(1073K)以下
・ドライアウト持続時間:100s以内
評価項目推奨手法
BT開始時刻の予測炉心熱水力設計で用いられる沸騰遷移相関式
BT後の燃料被覆管−冷却材間熱伝達修正Dougall-Rohsenow式、Groeneveld 5.9式
リウェット時刻の予測相関式1(経験的)、相関式2(液膜挙動モデル)

Post-BT基準の活用により:①安全制限値の余裕増大→出力制限の緩和、②BT発生防止のための機器(MGセット等)の合理化が可能。

結果・考察

コメント

未解決問題・今後の課題

研究課題メモ

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キーワード

除熱限界 沸騰遷移(BT) ドライアウト DNB BWR 燃料集合体 サブチャンネルコード 三流体モデル GEXL スペーサ 液膜 リウェット Post-BT基準 BEPU 不確かさ定量化 高燃焼度燃料