Core radial power profile effect on system and core cooling behavior during reflood phase of PWR-LOCA with CCTF data

PWR-LOCA再冠水期のシステム及び炉心冷却挙動に対する炉心内半径方向出力分布の影響のCCTFデータによる検討

not registered; not registered; Murao, Yoshio

加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時の原子炉安全性評価において、炉心内熱水力挙動は平均出力棒で代表される一次元モデルで評価できると仮定されている。一次元的な取扱いの適用性を評価する目的で、炉心内に約2000の発熱棒を有する円筒炉心試験装置(CCTF)を用いて、種々の半径方向出力分布の下で総合試験を実施した。炉心を除いた一次系内の熱水力挙動に対しては、炉心内半径方向出力分布の影響は小さいことがCCTF試験結果により確められた。また、炉心内に急峻な半径方向出力分布がある場合でも、平均出力棒で代表される一次元モデルにより炉心内軸方向差圧分布を予測できることが確められた。炉心内熱伝達では半径方向出力分布に対する依存性が観察されたが、本報で解析した試験では一次元モデルによる最高温度計算値の誤差は15K以下であった。CCTF試験結果は、安全評価解析で用いられている一次元的取扱いを支持する。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Journal of Nuclear Science and Technology
巻	:	22
号	:	7
ページ数	:	p.538 - 550
発行年月	:	1985/00
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Reactor Safety; PWR Type Reactors; Loss of Coolant; Reflood; Two-phase Flow; Thermohyraulics; CCTF; Radial Core Profile

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jnst.22.538
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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InCites™	:	パーセンタイル：80.38 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19844409
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 7394

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