Effect of decay heat level on reflood phenomena during PWR-LOCA

PWRのLOCA時再冠水現象に及ぼす崩壊熱レベルの影響

円筒炉心試験装置(CCTF)により、大規模でシステムのフィードバックのある条件のもとにおいて、PWR-LOCA時再冠水現象に及ぼす崩壊熱の影響を調べた。平均出力を1.06kW/mおよび1.4kW/mに設定して2回の試験を実施した。崩壊熱レベルが、炉心冷却にとって重要な炉心入口境界条件(炉心入口冠水流量、圧力、入口サブクーリング)に及ぼす影響およびターンアラウンド時刻までの炉心冷却挙動(熱伝達率)に及ぼす影響は小さいことがわかった。ターンアラウンド時刻以降の熱伝達率は高出力程小さく、安全評価解析において崩壊熱を高く仮定することが保守的であることがわかった。崩壊熱レベルが炉心冠水流量に及ぼす影響の小さい理由を実験的かつ解析的に明らかにするとともに、崩壊熱レベルが最適評価条件から評価モデル条件の範囲内で影響の小さいことを明らかにした。

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発表言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	24
号	:	10
ページ数	:	p.821 - 831
発行年月	:	1987/10
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	PWR; LOCA; Reflood; CCTF; ECCS; Reactor Safety; Heat Transfer; Two Phase Flow

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.24.821
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広報プレスリリース	:
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InCites™	:	パーセンタイル：29.34 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19866383
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 8468

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