Thermal-hydraulic model for reflooding phenomena in a PWR-LOCA

PWR冷却材喪失事故時の再冠水現象熱水力モデル

Murao, Yoshio; Iguchi, Tadashi; Sugimoto, Jun; not registered; Iwamura, Takamichi; Okubo, Tsutomu; Onuki, Akira

円筒炉心試験装置(CCTF)と平板炉心試験装置(SCTF)による試験において、クエンチフロント上方への明瞭な蓄水と良好な炉心冷却が観測された。これらの試験と原研の小規模試験の結果に対する現象論的分析により明らかになったボイド率、熱伝達率並びに、クエンチの進行に及ぼすグリッドスペーサの効果、逆スラグ流領域での液相速度効果について述べている。また、観測された蓄水と炉心冷却の促進の関係について議論している。更に、原研小規模試験データによる相関式の改良に基づいて、グリッドスペーサ効果を除き、再冠水モデルの改良を行った。この再冠水モデルをREFLA/TRACに組み込み、CCTFとSCTFのデータを用いてモデルの評価を行った。これらの改良モデルとその評価結果について述べている。

no abstracts in English

使用言語	:	English
掲載資料名	:	Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1
巻	:
号	:
ページ数	:	p.723 - 732
発行年月	:	1993/00
発表会議名	:	6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics; NURETH-6
開催年月	:	1993/10
開催都市	:	France
開催国	:
キーワード	:	Reactor Safety; Loss of Coolant Accident; Reflood; Quench; Film Boiling; Grid Spacer; Thermal-hydraulics

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登録番号 : B19930587
抄録集掲載番号 : 210946
論文投稿番号 : 12087

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