水冷パネルを用いる高温ガス炉の受動的熱除去特性の解析
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概要
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An experiment was performed to simulate a water cooling panel system for passive decay heat removal from, a high-temperature gas-cooled reactor, comprised of a pressure vessel topped by a complex three-dimensional structure of stand pipes, to investigate the performance of decay heat removal and the temperature distributions of system components. The experimental apparatus consists of a pressure vessel of 1 m in diameter and 3 m in height, bristling with nineteen stand pipes atop and containing internal heaters with a maximum heating rate of 100 kW to simulate the decay heat of the core. The pressure vessel is surrounded by the water cooling panels. The analytical code THANPACST2 was applied to validate its analytical methods and a newly-proposed axi-symmetrical model simulating the stand pipes by porous body cells against the experimental data. Under the conditions of helium gas at pressure of 0.47 MPa and temperatures up to 430℃ in the pressure vessel, the temperatures of the critical spots, where peak temperatures appeared near the top of the pressure vessel, were estimated within difference between -25 and +70℃ from the experimental data. The heat transferred to the cooling panel was estimated to be 4.1% less than the experimental value.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 1999-07-25
著者
-
鈴木 邦彦
立命館大学大学院理工学研究科
-
数土 幸夫
日本原子力研究所
-
稲垣 嘉之
日本原子力研究所
-
鈴木 邦彦
日本原子力研究所
-
数土 幸夫
(財)原子力安全技術センター
-
数土 幸夫
原研
-
高田 昌二
日本原子力研究所
-
稲垣 嘉之
(独)日本原子力研究開発機構
-
高田 昌二
(独)日本原子力研究開発機構
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