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G.Xu*; 熊丸 博滋; 田坂 完二
JAERI-M 89-178, 35 Pages, 1989/11
原研の単一燃料棒実験装置において、再冠水実験を行った。主なパラメータは、再冠水速度、初期表面温度及び線出力である。実験は全て1MPaで行った。また、全て飽和水を注入した。実験は、0.01~0.18m/sの再冠水速度、677K~903Kの初期表面温度、及び0~2.712kW/mの線出力をカバーしている。実験では、クエンチ速度と再冠水速度の比が0.204より0.744まで変化した。高再冠水速度実験の結果は、蒸気流中にかなりの量のエントレインメント液体が存在していることを示した。クエンチ温度は、633Kより708Kまで変化し、その変化は狭い範囲、約75K以内であった。また、実験結果は、低再冠水速度及び低線出力で得られたデータを除けば、同じLo(クエンチフロントよりの距離)の値に対して、膜沸騰熱伝達係数は狭い範囲で変化することを示した。
瀬崎 勝二; 武田 勝彦; 桜井 文雄; 小向 文作; 近藤 育朗
JAERI-M 6688, 43 Pages, 1976/08
材料試験炉では精度の高い照射と、原子炉の安全性の確認のために、臨界実験装置を使用して各運転サイクルの先行試験を実施して来た。しかし、材料試験炉とその臨界実験装置の間には炉心構造上、若干の差違があり、中性子束分布、反応度等炉特性に差が生じる。これは燃料試料の発熱量、燃料要素の核的ホットスポット因子に影響を与える。そこで、ベリリュウムH枠を変換した第34サイクルにおいて、熱中性子束を測定して材料試験炉とその臨界実験装置の対応性を確認した。本報告には、炉出力、熱中性子束、核分裂率、制御棒反応度、超過反応度の測定結果および検討結果を述べてある。