Numerical investigation of heat transfer enhancement phenomenon during the reflood phase of PWR-LOCA

PWR-LOCA再冠水期における熱伝達促進現象の解析

日本原子力研究所で実施した大型再冠水試験では高出力集合体での熱伝達が促進した。ある半径方向出力分布のもとでの炉心熱伝達の促進はPWR-LOCAにおける安全裕度を定量化するうえで非常に重要である。本研究では、多次元二流体モデルコードREFLA/TRACにより大型再冠水試験の結果を解析することにより熱伝達促進現象を引き起こす物理機構を分析した。熱伝達の促進は炉心内循環流の形成により生ずる局所液流速の増加に起因し、その循環流は半径方向出力分布により形成されるクエンチフロント下側での水頭の半径方向分布により生ずる。熱伝達促進現象を高精度に予測するための解析上の指針を提示した。

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発表言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	36
号	:	11
ページ数	:	p.1021 - 1029
発行年月	:	1999/11
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開催年月	:
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キーワード	:	Reactor Safety; Loss of Coolant; Reflood; Heat Transfer; Numerical Simulation; Film Boiling; Quench Front; Void Fraction; Cross Flow

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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.36.1021
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InCites™	:	パーセンタイル：13.15 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19980429
抄録集掲載番号 : 271285
論文投稿番号 : 17020

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