Yonomoto, Taisuke; Kukita, Yutaka
ROSA-IV計画における大型試験装置LSTFを用いて、蒸気発生器二次側水位をパラメーターとした1次系内の二相自然循環現象に関する実験を行なった。LSTFは、Westinghouse型加圧水型原子炉の体積比1/48の模擬装置である。実験結果は、(1)蒸気発生器細管内の流動挙動が、二次側水位の低下に強く影響を受ける事、及び(2)定格の5%に相当する炉心出力が、二次側水位が管板より0.9m以上ある場合には、定常的に除熱されうる事、を示した。RELAP5/MOD2コードにより本実験を解析したところ、蒸気発生器における伝熱量は十分な精度で計算された。しかし細管内のボイド率や流動挙動は、良く計算されず、このため1次系ループ内の自然循環の駆動力のひとつである細管出入口間の差圧を大巾に過大評価した。
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使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | Numerical Modelling of Basic Heat Transfer Phenomena in Nuclear Systems |
巻 |
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号 |
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ページ数 |
: | p.75 - 82 |
発行年月 |
: | 1991/00 |
発表会議名 |
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開催年月 |
: | 1991/07 |
開催都市 |
: | America |
開催国 |
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キーワード |
: | LSTF; PWR; Natural Circulation; Two-phase Flow; Steam Generator; U-tube; RELAP5-MOD2 |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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Altmetrics |
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