Analytical study on thermal-hydraulic behavior of transient from forced circulation to natural circulation in JRR-3

JRR-3改造炉における強制循環から自然循環冷却への遷移時の熱水力挙動の解析

THYDE-P1コードを用いて、オープンプール型研究炉JRR-3の過渡熱水力挙動を調べた。焦点は強制循環時下向流より自然循環時上昇流への移行時に起こる炉心流量反転時の過渡熱水力挙動である。冷却材喪失事故(LOCA)時には、漏れの生じた1時冷却ループから原子炉プールが隔離された直後、炉心流量の反転が起こる。LOCA以外の過渡変化及び事故に於いても、炉心流量の反転は必ず起こる。炉心流量の反転は、燃料温度の急上昇及びDNBRの急降下をもたらすので、特に重要な現象である。本研究の主目的は、その過渡変化中の物理現象を明らかにすると同時に、燃料最高温度及び最小DNBRに影響を及ぼすパラメータを明らかにすることである。商用電源喪失及びLOCAの事象シーケンスを仮定したTHYDE-P1の解析結果は、安全設計及び評価の観点から、定性的、定量的現象の理解に役だった。

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発表言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	23
号	:	4
ページ数	:	p.352 - 368
発行年月	:	1986/00
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
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キーワード	:	Transient thermal-hydiaulic behavior; JRR-3; THYDE-P1; Natural circulation; Forced-circulation; Overflow reversal; LOCA; Safety evaluation; minimum DNBR

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.23.352
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InCites™	:	パーセンタイル：86.58 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19855069
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7676

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