Thermal-hydraulic study of integrated steam generator in PWR

加圧水型原子炉における原子炉圧力容器一体型蒸気発生器の熱水力に関する研究

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次世代原子炉の安全性向上に関する概念の一つとして、加圧水型原子炉(PWR)の場合には、原子炉圧力容器内へ蒸気発生器(SG)を組み込むことがあげられる。この内蔵型SGのパラメータサーベイのために、簡単な熱伝達解析計算コードを作成した。本コードは、19チューブの直管貫流型SG実験と比較を行なった結果、実験とよく一致する予測結果を与えることが明らかとなった。その上で、本コードを環状のダウンカマー部に内蔵される直管長16mの貫流型SGのパラメータサーベイに用い、熱水力特性を明らかにした。さらに、このパラメータサーベイに基づき、SG一体型PWRの原子炉圧力容器サイズを求めた。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	26
号	:	2
ページ数	:	p.286 - 294
発行年月	:	1989/02
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	PWR

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.26.286
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : A19880003
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 9178

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