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丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 木曽 芳広*; 早川 均*
Nucl. Eng. Des., 150, p.69 - 80, 1994/00
被引用回数：5 パーセンタイル：47.66(Nuclear Science & Technology)HTTRの安全評価では、DBAの1つとして流路閉塞事故を想定している。事故時の伝熱流動特性を評価するための解析コードFLOWNET/TRUMPを開発するとともに、HENDELによる流路閉塞模擬試験結果を用いて検証解析を実施し、その妥当性を確認した。事故時の燃料最高温度は1653
Cまでの上昇にとどまり、事象が安全に推移することを明らかにした。
丸山 創; 数土 幸夫; 斎藤 伸三; 木曽 芳広*; 早川 均*
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.227 - 232, 1989/12
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料体応力解析用熱的境界条件の決定、流路閉塞事故時の温度解析等に使用する熱流動解析コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について発表するものである。検証は、HENDEL T
による試験結果を用いて行い、FLOWNET/TRUMPの妥当性が確認された。
丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-173, 76 Pages, 1988/09
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料ブロック内の冷却材流路間の流量配分、燃料ブロック応力解析用熱的境界条件の決定並びに燃料ブロック内の冷却材流路閉塞事故時の温度評価に使用する熱流動・熱伝導連成コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について報告するものである。
丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 多喜川 昇*; 早川 均*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-154, 147 Pages, 1988/08
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の基礎となる炉心内冷却材流量配分計画と評価の結果を、解析用データとともにまとめたものである。HTTRの炉心は、黒鉛ブロックを積重ねた積層構造となっており燃料体ブロック及び制御棒案内ブロック内の計画された流路以外に冷却材の流れる流路が構成される、そのため、炉心の有効な冷却の確保のために、このような計画外の流量で極力低減し、冷却材出口温度950C達成のため適切な流量配分を定めている。
丸山 創; 村上 知行*; 木曽 芳広*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-138, 39 Pages, 1988/07
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内流動解析コードFLOWNETの検証解析結果についてまとめたものである。本検証解析では、炉心有効流量に影響を及ぼすクロス流れ及び漏れ流れについて、実機と同規模の炉外流動試験結果との比較を行った。検証解析結果と試験結果は良く一致し、解析コード、モデル及び使用したデータの妥当性が確認された。
