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報告書

AQUAコードによるCCTL-CFR試験解析

三宅 康洋*

PNC TN9440 94-021, 84 Pages, 1994/09

PNC-TN9440-94-021.pdf:2.11MB

自然循環崩壊熱除去条件での複数集合体内の熱流動現象を多次元熱流動解析コードを用いて解析する際のモデル化手法及び集合体間の熱移行がある条件での集合体内温度分布の予測手法の確率を図ることを目的として,集合体間熱移行に関するCCTL-CFR試験について,AQUAコードを用いた解析を行なった。解析の内容は以下の3点である。1.CFR試験解析。 .横方向の熱の流れに関するパラメーター解析。 3.軸方向流動抵抗分布,パーミアビリティー分布の効果の検討。 試験解析の結果,解析結果は実験結果と非常によく一致した。解析結果の傾向としては,被冷却の条件では,実機の3%$$sim$$10%レベルの流速条件の範囲で集合体の温度分布が実験と非常によく一致している。また,被加熱の条件では,加熱されている壁近傍の流体温度を相対的に低く評価する傾向にある。 試験解析及びパラメーター解析の結果から,今後,AQUAコードによる集合体内熱流解析手法として,以下を用いることが有効といえる。 (1)メッシュ分割-スタガードハーフピンメッシュ分割(2)軸方向の流動抵抗,PERMEABILIRY-内部サブチャンネルと周辺及びコーナーサブチャンネルに分類して入力する。 (3)径方向流動抵抗及びPERMEAVILITY-感度は小さく,PERMEAVILIRYについてはメッシュ分割内の流路に対応したものを用い,流動抵抗については用いないものとする。

論文

原子炉スクラム時における各種軽水炉燃料棒の燃料中心温度過渡応答

河村 弘; 安藤 弘栄

日本原子力学会誌, 31(7), p.852 - 860, 1989/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

設計仕様の異なる4種類の燃料棒、すなわち現行軽水炉燃料棒(8$$times$$8型BWR用燃料棒)、2種類の高性能燃料棒(Cuバリヤ付き燃料棒及びZrライナー付き燃料棒)及びHe/Xe混合ガス封入燃料棒に燃料中心温度測定用熱電対を計装し、異常な過渡変化時あるいは事故時の熱的性能評価のための1つの指標となる原子炉スクラム時の燃料中心温度過渡応答データを材料試験炉(JMTR)のスクラム時に採取した。そして、その燃料中心温度過渡応答データから各々の燃料棒の時定数を求めた。その結果、Zrライナー付き燃料棒の時定数がCuバリヤ付き燃料棒のそれよりも大きいことから、被覆管内面粗さが6.6$$mu$$mであるZrライナー付き燃料棒の場合、Zrライナー付き燃料棒の熱抵抗はCuバリヤ付き燃料棒のそれよりも大きいということが明らかになった。

報告書

JT-60NBIポート内ビームリミタの熱電対出力応答(I); 熱電対取付部の等価熱伝導率

荒木 政則; 栗山 正明

JAERI-M 86-085, 19 Pages, 1986/06

JAERI-M-86-085.pdf:0.53MB

JT-60 NBIポ-ト内ビ-ムリミタの熱電対出力応答解析について報告するものである。同熱電対はビ-ムリミタの保護用及びビ-ムの軸ずれ測定用に供するものである。熱電対はビ-ムリミタに設けてある熱電対取付穴に差し込まれ、熱電対曲がり部のスプリングバックを利用してビ-ムリミタに押し付ける方法である為、熱電対のスプリング効果の良否が温度出力応答を左右するものと予想され、このためビ-ムリミタ熱電対出力の応答特性を把握し、妥当性を評価する事が必要である。ここでは、同リミタの熱電対取付方法と同一の方法で熱電対を設置したモデル実験を行ない、熱電対取付部の接触熱抵抗と熱電対自身の固有熱抵抗を合わせた全熱抵抗を ある一定の物質で均一に充填された場合の等価熱伝導率として評価した。また、この等価熱伝導率を用いてJT-60 NBIポ-ト内ビ-ムリミタの熱電対出力応答シュミレ-ション計算を行ない、妥当性を評価すると共に、今後の課題についても調べた。

論文

Irradiation behaviors of nuclear grade graphite in commercial reactor, 2; Thermal and physical properties

松尾 秀人; 斎藤 保

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(3), p.225 - 232, 1985/00

 被引用回数:3 パーセンタイル:47.07(Nuclear Science & Technology)

実用炉で、220~400$$^{circ}$$Cの温度領域で最高8.3$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$(熱中性子)まで二酸化炭素雰囲気で中性子照射した原子炉級黒鉛材料の熱伝導度、電気比抵抗、および蓄積エネルギーを測定した。中性子照射により熱伝導度は減少し、電気比抵抗は増加したが、それらの変化量は照射温度が低い程大きいのが認められた。蓄積エネルギーは照射量の増加とともに増えたが、その増加割合は照射温度が低いほど大きかった。蓄積エネルギーと中性子照射による熱抵抗の変化との間に比例関係があるのが見い出されたが、その比例定数は従来報告されている値の約2倍であった。また、照射した黒鉛材料の熱伝導度と電気比抵抗との関係についても考察した。

論文

薄いガス層の真空の熱抵抗とその利用

林 喬雄; 工藤 光雄*

日本機械学会誌, 73(618), p.937 - 945, 1970/00

発熱源から冷却体にいたる熟の流れの途中に設けた萍いガス層内のガフ圧力を,Torrの程度の低い真空の下で変化せしめて,そのガス眉の熟抵抗を変化させ,発熱源を含む媒体の温度を制御する新しい温度制御の方法を開発し,原子炉内での照射物質の温度制御に利用してよい結果を得た.この制御の手段は,このほかにも種々なる工業利用の面が期待される.

論文

接触熱抵抗

佐野川 好母

日本機械学会誌, 64(505), P. 240, 1961/00

接触している二つの固体の接触面を通して熱が流れるとき、その接触面におけるそれぞれの固体の表面温度は見掛上等しくはない。このことは、何も目新しい事実でもなく、たとえその経験のない者にとっても容易に想像されることであろう。このように表面の温度が見掛上不連続となるのは、その接触面に熱抵抗が存在するからであって、これを接触熱抵抗と呼び慣わしている。

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