神永 雅紀 
; M.Siman-Tov*; D.K.Felde*; G.L.Yoder*; C.D.West*
Kaminaga, Masanori; M.Siman-Tov*; D.K.Felde*; G.L.Yoder*; C.D.West*
Advanced Neutron Source(ANS)炉は、米国オークリッジ国立研究所(ORNL)が設計・建設を進めている熱出力330MW、重水冷却・減速の超高中性子束炉である。炉心は、上下2分割型でアルミニウム被覆の板状燃料684枚で構成され、冷却材流路は狭い垂直矩形流路である。冷却材は、炉心を上向きに25m/sの流速で燃料を冷却する。燃料板表面熱流束は、平均5.9MW/m
、最大で12MW/mである。ANS炉は、これまでの研究炉に比べ熱流束、冷却材流速ともに非常に高く、熱水力設計の限界を把握するのに必要な限界熱流束(CHF)、流動不安定(Flow Excursion:FE)現象に関して、適用可能な実験データが限られている。このため、現在ORNLではANS炉の運転条件を模擬可能なThermal Hydraulic Test Loop(THTL)を用い、CHF相関式及びFE熱流束相関式を開発するためのFE実験及びCHF実験が行われている。本論文では、これまでに行なわれたFE実験及びCHF実験結果について報告する。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | Proc. of the 3rd Meeting of the Int. Group on Research Reactors; IGORR-III |
巻 |
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号 |
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ページ数 |
: | p.264 - 272 |
発行年月 |
: | 1993/00 |
発表会議名 |
: | 3rd Meeting of the Int. Group on Research Reactors; IGORR-III |
開催年月 |
: | 1993/10 |
開催都市 |
: | 那珂 |
開催国 |
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キーワード |
: | Research Reactor; Thermal Hydraulic; Critical Heat Flux; Flow Excursion; Thermal Limits |
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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