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佐藤 一男; 村尾 良夫; 田坂 完二
日本原子力学会誌, 28(10), p.887 - 907, 1986/00
BWRのLOCA時の安全性研究はこの10年間に多くの進展をとげた。BWRの安全性研究はブローダウンからECCS作動後、炉心再冠水に至るシステム挙動の研究に始まり、現行の許認可コードに大きな保守性があること、及びその保守性の原因となる諸現象が明らかにされた。次いで、これらの諸現象を定量的に把握するための分離効果実験が実施され、種々の実験相関式が得られた。これらの成果は安全解析コードの開発と検証に有効に利用され、現在ではBWRはLOCA時に充分な安全余裕があることが明らかとなった。以上の成果を学会誌の解説として寄稿するものである。
Mascari, F.*; 中村 秀夫; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*
no journal, ,
In the development and safety evaluation of LWRs, thermal hydraulic analysis of the reactor, containment and their coupling is essential to understand the accident phenomena. To reproduce the behavior in a scaled model, it is necessary to properly characterize thermal hydraulics both in the local and integral responses. The facility geometry and test conditions should then be correctly derived according to scaling laws to avoid scaling distortions that could compromise the target phenomena identified by PIRT process. Many scaling approach and methods have thus been developed. Together with the scaling analysis, computer codes may be used in supporting the design of test facilities, assessing the scale distortions, and verifying the selected scaling method. However, since the closure laws in the computer code are mainly based on scaled test data, the extrapolation of code results remains a challenging and open issue. This paper provides some insights about the methods used in the scaling.