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Critical heat flux for uniformly heated rod bundle under high-pressure, low-flow and mixed inlet conditions

高圧・低流量・混合入口条件下での一様加熱ロットバンドル内の限界熱流束

熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二

Kumamaru, Hiroshige; Koizumi, Yasuo; Tasaka, Kanji

原子炉の冷却材喪失事故(LOCA)時の炉心熱水力挙動において重要となるような高圧・低流量・混合入口条件下でのドライアウト実験が、5$$times$$5ロッドバンドル内で行われた。本ドライアウトデータは、限界熱流束(CHF)挙動を予測するのに一般的に用いられている幾つかのCHF実験相関式及び簡単な仮定に基づき導かれた一つの式比較された。Biasiの相関式はCHFをかなり(場合により10~100倍)過大評価する。甲藤の相関式は比較的よく予測する。ドライアウトはサブチャンネル内の液体の完全な蒸発により生じるという簡単な仮定に基づき導かれた式は、本研究で比較された相関式の中では最もよくCHFを予測する。

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