not registered; Koizumi, Yasuo; Tasaka, Kanji
ROSA-III装置は、冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べるための、電気加熱炉心を持つ体積比1/424のBWR模擬装置である。BWRのLOCA時の炉心内の基本的な熱伝達挙動を解析し、CHF後の熱伝達率とクエンチ温度のデータベースを得るために、5,15,50,200%破断実験の熱伝達解析を行なった。その結果、炉心でドライアウトしたロッドの蒸気冷却期間における対流熱伝達率は、約120W/m
K以下であること、スプレー冷却期間における熱伝達率は、低圧で測定された値より大きいこと、ボトムアップクエンチ温度は、飽和温度と262Kの和で、相関されることが示された。この結果を用いて、RELAP4/MOD6/U4/J3コードの熱伝達率モデルを改良した。改良されたモデルにより、200%破断実験におけるロッド表面温度の時間変化が、よりよく計算された。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
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巻 |
: | 103 |
号 |
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ページ数 |
: | p.239 - 250 |
発行年月 |
: | 1987/00 |
キーワード |
: | ROSA-III; BWR; LOCA; ECCS; Heat Transfer; Quench Temperature; RELAP4/MOD6/U4/J3 |
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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InCites™ |
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パーセンタイル：29.78 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
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