Evaluation of Advanced Two-Phase Flow Instrumentation in SCTF Core-I

平板炉心試験装置には、加圧水型原子炉で想定される冷却材喪失事故時のブローダウン終期、再浸水および再冠水期間中における原子炉圧力容器内の熱水力学的挙動を測定するため、米国原子力規制委員会より新型ニ相流計測器が提供されている。本報は、これら計測器から得られたデータの評価結果について報告する。主要な結論は以下の通りである。(1)スプールピース、ガンマ線密度計、ビデオオプティカルプローブは正常に作動し、解析に寄与した。(2)タービンメータ、インピーダンスプロープおよびフィルムプローブの一部からは、定性的に妥当とみなせる結果が得られた。(3)液位計(LLD)、液体分布グリッド(FDG)、インピーダンスプローブおよびフィルムプローブの大部分は、ハードケーブル故障のため正常に作動しなかった。