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論文

Steam generator primary side voiding during a small-break loss-of-coolant accident in a Westinghouse-type pressurized water reactor

久木田豊; 安濃田良成; 中村秀夫; 田坂完二

Thermal Hydraulics of Nuclear Steam Generators/Heat Exchangers, p.29 - 37, 1988/00

PWRの小破断LOCA時には、蒸気発生器(SG)伝熱管の上昇流側からの水の流出が下降流側にくらべて遅れ、これに伴って生ずるSG出入口間の圧力差によって炉心水位が低下する場合がある。本報は、ROSA-IV LSTF装置による実験結果に基づいてSG伝熱管からの水の流出挙動を検討した結果について報告するものである。本報では、(1)上記のような伝熱管の非対称挙動は、二相自然循環過程での冷却材の移動によるところが大きいこと。(2)伝熱管からの水の流出に際しては、並列に接続された多数の伝熱管の不均一流動が重要な役割を果たすことを示す。

論文

Heat transfer and thermal-hydraulics of Westinghouse-type pressurized water reactor steam generator; Assessment of RELAP5/MOD2 code

小泉安郎; 熊丸博滋; 三村裕一*; 刑部真弘*; 田坂完二

Thermal Hydraulics of Nuclear Steam Generators/Heat Exchangers HTD,Vol. 102, p.21 - 28, 1988/00

ウェスチングハウス型PWRを1/48に縮尺模擬したLSTF実験装置において、蒸気発生器の定常熱伝達実験が行われた。実験は、1次側が強制循環、単相及び二相自然循環、リラックス様式、2次側は定常時水位から大巾に低下した状態まで、更には蒸気発生器熱負荷を変えて、種々の条件下で行われた。この結果に対して、RELAP5/MOD2コードを用いて解析を行った。