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論文

Development assessment of REFLA-1DS code with data of CCTF tests for reflood phase of LOCA in PWRs with cold-leg-injection type ECCS

大久保 努; 杉本 純; 井口 正; 村尾 良夫

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.190 - 195, 1989/10

REFLA-1DSコードは、コールドレグ注水型ECCS付PWRのLOCA時再冠水期のシステム内熱水力挙動の一次元最適評価解析の為の高速計算コードである。本コードの予測能力を検証する為に、大型の再冠水実験装置であるCCTFの試験データによる検証を実施し、以下の主要な結論を得た。即ち、(1)CCTF試験データの時間的変化が、ケース2と呼ばれる炉心水力モデルを用いる事により本REFLA-1DSコードで良好に予測できた。ケース2モデルでは、炉心の上部に水が畜る現象を記述している。このような水の畜りを記述していないもう一つのモデルであるケース1を用いると、CCTFの結果を良好に予測する事はできなかった。(2)系圧力、ECC注水流量等のパラメータの効果については、REFLA-1DSコードによりその結果を定性的に正しく予測できる。

論文

NSRR experimental results on fuel/coolant interaction during a severe reactivity initiated accident

藤城 俊夫; 更田 豊志

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.297 - 303, 1989/10

厳しい反応度事故の条件の下では、燃料に大きな発熱量が投入される結果、燃料は溶融・分散して破壊力を発生する。この破壊力発生の原因である燃料/冷却材相互作用に関して行ったNSRR実験にもとづき、破壊力発生のしきい値及び実験パラメータ内、特に冷却材条件と燃料内圧条件の影響に関する知見をまとめ、反応度事故条件に特有の燃料/冷却材相互作用の形態及び破壊力発生メカニズムに関し考察を行った。

論文

Temporary core liquid level depression during cold-leg small-break LOCA; Effect of break size and power level

小泉 安郎; 熊丸 博滋; 三村 裕一*; 久木田 豊; 田坂 完二

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.12 - 19, 1989/10

ROSA-IV LSTF装置において、破断面積を0.5%から10%に変化させて、また炉出力減衰を保守的に(高く)見積った場合と現実的に(低く)見積った場合について、6回のコールドレグ破断実験を行った。5%以上の破断では、ループシールクリアリング、即ち、過渡的炉心露出時に蒸気発生器入口プレナム及び蒸気発生器口チューブ内に滞水が見られ、このために最低炉心水位はクロスオーバレグ下端よりかなり低くなり、大巾な燃料温度が生じた。2.5%以下の破断では前記滞水が無く、最低炉心水位はクロスオーバレグ下端に等しく、炉心炉出は小さなものであった。

論文

Thermal-hydraulic study on high conversion light water reactor at JAERI

杉本 純; 岩村 公道; 大久保 努; 村尾 良夫

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 2, p.799 - 804, 1989/10

原研における高転換軽水炉の研究開発は、現行軽水炉と同程度以上の安全性を確保しつつ、エネルギー資源及び経済的観点から魅力のある設計を目指している。熱水力工学の分野では、稠密格子炉心における現象の把握と最適設計のための解析手法の確立を行っている。限界熱流束(CHF)実験では、既存のCHF相関式の予測精度について評価した。その結果、サブチャンネル解析に使用する混合係数の影響が大きいことを見出した。流動実験では、種々の炉心形状における炉心圧力損失を既存の相関式を用いて評価した。また、負のボイド係数、高転換率、高燃焼度を有する扁平炉心に基づいた扁平二重炉心高転換軽水炉の熱水力特性について検討した。

論文

In-pile experiments on tight-pitch rod bundle integrity for power transients

傍島 眞

Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 2, p.805 - 811, 1989/10

高転換軽水炉等に用いられる稠密格子燃料棒バンドルにおいては、出力過度時の冷却性に疑問がもたれる。そこで出力過度時の燃料内発熱量のDNB(核沸騰離脱)しきい値を定量化すべく、種々の冷却条件において炉内実験を実施し、通常のバンドルとの比較により評価した。その結果、DNBしきい値が流路内の水率の小さい場合にやや低下した。しかし、破損しきい値への影響はごくわずかであった。また、流速の影響は、いかなる水温においても著しく、その増加は各しきい値を上昇させた。

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