抄録/ポイント：
抄録/ポイント
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厳しい事故の下で,原子炉圧力容器は水で浸水され,残留熱は反応器容器と断熱の間の流路を通して二相自然循環によって除去される。外壁の熱流束が局所臨界熱流束より低いならば,残留熱を除去でき,そして,外壁の熱流束が局所臨界熱流束より高いならば,反応器圧力容器を溶融しなければならない。AP1000とCAP1400のようなAP型反応器では,原子炉圧力容器の臨界熱流束は,厳しい事故の下での残留熱の熱伝達限界である。以前の研究は,厳しい事故の後,2層溶融池が形成でき,すなわち金属層と酸化物層が形成できることを示した。酸化物層と比較して,金属層において,熱流束は,その低い熱抵抗のために,熱伝達限界をより容易に超えた。本研究では,局所臨界熱流束を増強するための方法を提案した。このアプローチは,原子炉圧力壁周辺の局所領域で,金属層のように,厳しい事故の下で原子炉圧力容器の無傷確率を増加させることが期待される。この新手法では,臨界熱流束が極めて起こりやすい60から80度近くの断熱から簡単な流れ管を加えることによって,注入流チャネルを現在の流路に加えた。外部反応器容器冷却(ERVC)条件の下での流体流は,2つの部分に分割される:1つの部分は,曲がった反応器圧力容器に沿った下方(0度)から上方(90度)まで,他の部分は,噴射管(約70度)から上方までである。注入管からの流体温度は,反応器圧力壁からの残留熱による下方からのそれより低かった。したがって,局所臨界熱流束は,注入乱流と低い流体温度のため,増加するようである。正常圧力条件の下で臨界熱流束に及ぼす注入影響の機構を研究するために,実験施設を実行した。この設備には2つの主なループがある:1つは主ループであり,もう1つは注入ループである。試験部分は,傾斜角度が0度から90度まで変化する傾斜下向き加熱長方形チャネルである。流れと熱条件をリストアップした:主ループ,質量流量が100kg/m2sから600kg/m2s,流体温度が90°Cから105°C;注入ループでは,質量流量が0から600kg/m2sの範囲で,流体温度は85°Cから105°Cであった。上記の条件下で,注入流の有無で臨界熱流束実験を行った。注入速度は臨界熱流束に大きな影響を持つが,注入サブクールはほとんど効果を持たないことを示した。臨界熱流束は,種々の注入速度と主ループ条件に依存して,0.07MW/m2から0.33MW/m2まで増加できる。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】
