入子 真規*; 与能本 泰介 
; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 田坂 完二
not registered; not registered; not registered; not registered; Tasaka, Kanji
ROSA-III装置による沸騰水型原子炉(BWR)の冷却材喪失事故(LOCA)に関する実験のための新しい炉心電気出力曲線を求めた。この出力曲線は、ROSA-III電気ヒーターロッドにおいて核燃料の被覆管表面熱流束を正しく模擬できるように定めたものである。一方、従来ROSA-III実験で用いられていた電気出力曲線は、被覆管表面熱流束が過大(保守的)になるように設定されていた。電気出力曲線を決定するため、燃料棒内の非定常熱伝導を考慮した被覆管表面の熱伝導に関する計算を行った。本計算では、被覆管表面では核沸騰が維持されると仮定した。これらの計算により、それぞれ平均出力ロッドおよび最高出力ロッドでの熱流束が正しく模擬されるような2つの電気出力曲線を得た。
no abstracts in English
使用言語 |
: | Japanese |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAERI-M 84-029 |
ページ数 |
: | 49 Pages |
発行年月 |
: | 1984/02 |
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論文URL |
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キーワード |
: | BWR; LOCA; ROSA-III; Core Power; Heat Transfer; Heat Conduction |
Access |
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- Accesses |
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Altmetrics |
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