Analysis of TRAC-PF1 Calculated Core Heat Transfer for CCTF Test C1-5(Run 14)

円筒炉心試験C1-5(Run14)に対するTRAC-PF1コードによる炉心中心熱伝達計算の検討

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加圧水型原子炉冷却材喪失事故再冠水時におけるTRAC-PF1コードの炉心内熱水カモデルを評価する目的で円筒炉心試験C1-5(Run14)に対するTRAC-PF1コードによる試験後解析を行った。炉心下半分では、加熱棒のターンアラウンド温度とターンアラウンド時間について、実験と解析のよい一致がみられた。しかしながら、炉心上半分では、TRACコードはターンアラウンド時間を長めにクエンチ時間を短かめに評価した。TRACコードでは熱伝達相関式が局所ポイド率に対する強い依存性を有するにもかかわらず、TRACコードで予測されたポイド率と差圧測定より求めた円筒炉心試験データとの一致は悪かった。今後以下の領域でTRAC-PF1コードを改良する必要がある。(1)炉心内ポイド率分布計算に係る炉心内水カモデル(2)炉心内の熱伝達評価方法

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発表言語	:	English
報告書番号	:	JAERI-M 85-117
ページ数	:	28 Pages
発行年月	:	1985/08
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-85-117.pdf:0.67MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-85-117
研究データの公開先DOI	:	本成果にかかわる研究データのリンクです。
キーワード	:	Reactor Safety; Loss-of-coolant; PWR; Reflood; CCTF; TRAC Code; Two-Phase Flow; Heat Transfer; Comparative evalution
使用施設	:
広報プレスリリース	:
論文解説 (JAEA R&D Navigator)	:
受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses

登録番号 : M19850117
抄録集掲載番号 :

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