S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; 更田 豊志; 曽山 和彦 
; 石島 清見; 古平 恒夫
S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; Fuketa, Toyoshi; Soyama, Kazuhiko; Ishijima, Kiyomi; Kodaira, Tsuneo
米国オークリッジ研究所で設計・開発が進められている新型研究炉Advanced Neutron Source Reactorでは、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料が使用されるが、現在NSRRではこの燃料を模擬したミニプレート型試験燃料のパルス照射実験を実施している。そこで、NSRR実験条件(強サブクール、自然対流冷却条件)下における同燃料の熱水力挙動について、3次元コードHEATING-7を使用した解析を実施し、解析結果とパルス照射時に測定された被覆材表面温度の過渡記録との比較を通じて、熱伝達モデルの検証を行った。強サブクール条件下における過渡核沸騰熱伝達については、これまでに得られているデータが極めて限られているが、定常核沸騰の場合の3.4~5.4倍の熱伝達率を仮定することによって、解析結果と実験結果の極めて良い一致が得られた。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
|---|---|---|
掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 0 |
号 |
: | |
ページ数 |
: | p.2957 - 2976 |
発行年月 |
: | 1996/00 |
発表会議名 |
: | 7th Int. Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraoulics; NURETH-7 |
開催年月 |
: | 1995/09 |
開催都市 |
: | America |
開催国 |
: | |
キーワード |
: | Thermal Hydraulics; Transient Boiling Heat Transfer; Reactor Safety; Uranium Silicide Fuel; Advanced Neutron Source; NSRR; HEATING Code |
論文URL |
: |
|
|---|---|---|
論文解説記事 |
: |
Access |
: |
- Accesses |
|---|---|---|
Altmetrics |
: |
[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.
被引用回数：