両面加熱条件での垂直環状ギャップ内の伝熱流動特性に関する研究

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本研究テーマは、軽水型原子炉過酷事故時の安全性評価上重要とされる溶融炉心の圧力容器内保持に関する基礎研究である。研究テーマの位置付けを明らかにするため、第1ステップとして、1979年3月に起きた米国TMI-2号炉の炉心溶融事故の調査・試験研究であるOECD国際協力による"TMI-2 Vessel Investigation Project(以下ではVIPと記す)"の公開文献を調査し、研究内容と方向について検討を行った。VIPの文献では、炉心溶融は、制御棒、格子板、および燃料被覆材などの炉心構成金属成分の共昌反応から始まり、これらの合金が粒子状に下部ヘッドに堆積し、その後に大量の溶融炉心酸化物が下部ヘッドに移動し、厚いハードデブリ層が形成されたことが報告されている。この調査・試験研究に基づけば、従来推定されている下部ヘッドの加熱膨張に伴うギャップ形成による冷却機構に加えて、ポーラス形態のデブリを含むギャップの存在による冷却機構を検討することが重要であると判断した。所属の研究室ですでに進めている小型装置(加熱部直径60mm、高さ75mm、最大電気入力約1kW)による実験グループに参加して、ポーラス状に堆積した炉心金属デブリベッドの冷却特性を検討し、単純なギャップによる冷却特性より、初期から存在するポーラス状ギャップの冷却特性の方が優れている可能性が高いことが分かった。この実験観察に基づき、より広範囲の条件での挙動を把握するため、新たに加熱実験装置(直径300mm、厚さ30mm、最大電気入力約10kW)を設計・製作した。今後は学生の協力の下、TMI-2号炉の事故で報告されているホットスポットの発生と消滅の機構の解明も含めて、ポーラス状炉心金属デブリが存在し加熱条件下にある数mmのギャップへの冷却水の浸入条件を明らかにすることを目標に、ドライアウトを伴うポーラス状デブリ層の熱流動特性に関する実験と解析を行う予定である。