System pressure effect on system and core cooling behavior during reflood phase of PWRLOCA

加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時のシステム挙動と炉心冷却挙動に対する系圧力効果

not registered; not registered; Murao, Yoshio

系圧力はPWRの冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動を支配する重要な因子である。円筒炉心試験装置(CCTF)を用いて実炉と同様なECC注水方法の下で再冠水システム試験を行い系圧力の影響について調べた。FLECHT SET試験結果と比較検討したところ、ダウンカマ水頭・炉心入口サブクール度・健全ループ差圧の糸圧力依存性に差違が見出された。CCTFとFLECHT SETの系圧力効果の差違は、両装置の破断コールドレグ流路面積模擬方法とECC注水方法の差違により生じたことがわかった。CCTF試験では系圧力が高くなるほど炉心冷却は促進された。炉心冷却が系圧力上昇により促進されたのは主に蒸気密度の増加によることを定量的に確かめた。CCTF試験結果は、低めの系圧力がPWRの冷却材喪失事故時の炉心冷却にとり保守的であるとする仮定を支持した。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	24
号	:	4
ページ数	:	p.276 - 288
発行年月	:	1987/04
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Reactor Safety; PWR; LOCA; Reflood; Pressure Effect; CCTF; Heat Transfer; Two-phase Flow

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.24.276
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Access	:	- Accesses
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InCites™	:	パーセンタイル：38.12 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19866226
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 8104

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