報告書番号

382003

タイトル（和文）

ＦＢＲ原子炉容器内熱流動に関する調査報告

タイトル（英文）

RESEARCH ON THERMAL-HYDRAULIC PHENOMENA IN REACTOR VESSEL OF TANK-TYPE FBR

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

タンク型高速増殖炉（ＦＢＲ）の原子炉容器内における熱流動現象について我が国ならびに諸外国の先行例を調査しタンク型炉の熱流動上の問題点とその対策を評価した。その結果早急に解決すべき課題として（１）定常運転時の主容器内流況（２）原子炉停止時の主容器内温成層化（３）全電源喪失時の自然循環挙動（４）構造物に作用する温度ゆらぎ（サーマスルストライピング）（５）熱流動解析コードの検証を挙げることができた。これらの結果，今後の研究計画の立案ならびに研究遂行に対して多くの知見が得られた。

概要 （英文）

THE PRIMARY CIRCUITS OF THE POOL-TYPE FBR MAINLY CONSIST OF LARGE PLENA IN WHICH MANY STRUCTURES ARE COMPLEXLY ARRANGED. THE CHARACTERISTIC PHENOMENA WHICH OCCUR IN THE PLENA OF THE TANK-TYPE REACTOR ARE DRIFT-CURRENTS,GAS ENTRAINMENTS FROM FREE SURFACE,THERMAL-STRIPING.THERMAL-STRATIFICATION AND NATURAL-CIRCULATION. THESE PHENOMENA TAKE PLACE MAINLY IN THE HOT PLENUM.DRIFT-CURRENTS,GAS-ENTRAINMENTS AND THERMAL-STRIPING MAY OCCUR DURING THE STEADY-STATE OPERATION.THERMAL-STRATIFICATION AND NATURAL-CIRCULATION MAY OCCUR DURING THE TRANSIENT OPERATION FOLLOWING SUCH EVENTS AS REACTOR TRIPS OR LOSS OF ELECTRIC POWER SUPPLY.ON THE OTHER HAND,A NUMERICAL SIMULATION CODE FOR SUCH THERMALHYDRAULIC PHENOMENA SHOULD BE DEVELOPED AND EVALUATED BY COMPARING THE CALCULATED RESULTS WITH THE TESTED ONE.

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