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論文

Effect of cladding pre-oxidation on rod coolability during reactivity accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

IAEA-TECDOC-1320, p.102 - 110, 2002/11

燃料棒被覆管表面の酸化が、反応度事故条件下における燃料棒の冷却性に及ぼす影響について論ずる。NSRR実験では照射済燃料実験の方が、未照射燃料実験より低い被覆管表面温度を示してきた。その原因の一つとして、照射済燃料の被覆管外表面に生成されていた酸化膜が伝熱を増大させた可能性が挙げられた。この仮説を実証するため、表面酸化膜なし,酸化膜厚さ1$$mu$$m及び10$$mu$$mの3種類の燃料棒を用いてパルス照射実験を行った。被覆管表面温度の過渡測定より、酸化膜付被覆管では限界熱流束及び最小熱流束がともに増大することを明らかにした。これらの挙動において酸化膜厚さ1$$mu$$mと10$$mu$$mの燃料棒で顕著な違いがなかったことから、酸化膜の効果はその厚さではなく有無に依存すると考えられる。

論文

蒸気爆発進展過程における膜沸騰の崩壊挙動に関する研究

八木 理公; 阿部 豊*; 安達 公道*; 杉本 純; 山野 憲洋

日本機械学会論文集,B, 65(636), p.245 - 251, 1999/08

蒸気爆発素過程における粗混合状態を模擬した鋼球表面上に形成させた膜沸騰に圧力波を加えることで膜沸騰崩壊挙動を観察した。結果として、炭素鋼及びステンレス鋼ともに圧力波が通過した直後、鋼球表面温度の降下が測定された。熱伝導計算により得られた熱流束の値より評価された蒸気膜厚は、温度降下時において減少した。これらの結果は何らかの形態で蒸気膜が不安定となり蒸気膜崩壊を引き起こした可能性を示唆するものである。また、圧力波が通過した直後の鋼球表面温度は温度降下の度合いに応じて、膜沸騰が崩壊しなかった実験結果、膜沸騰が崩壊した実験結果、膜沸騰が崩壊した後再発生した実験結果に分類できることを確認した。これらの結果から、本実験条件の範囲においては膜沸騰を崩壊させるのに必要となる圧力が鋼球の初期温度に強く依存することを確認した。

報告書

ナトリウムの沸騰開始過熱度と限界熱流束に関する研究 - 先行基礎工学分野に関する平成8年度報告書 -

塩津 正博*; 畑 幸一*; 濱 勝彦*; 白井 康之*; 竹内 右人*; 堺 公明

PNC TY9604 97-002, 15 Pages, 1997/03

PNC-TY9604-97-002.pdf:0.41MB

本研究は、高速炉の安全裕度を評価する上で、燃料破損の要因となりうるような大きなナトリウムの沸騰開始過熱度や沸騰開始後の膜沸騰への遷移がどのような条件下で発生するかを明確にするために、自然対流下のナトリウム中の試験発熱体における初期沸騰温度と限界熱流速を系統的に求め、実験開始以前の履歴、発熱率上昇速度、液サブクール度等の沸騰開始過熱度及び限界熱流束への影響を明らかにし、それらの物理的機構を解明することを目的とする。平成8年度は、実験開始以前履歴の影響、コールドトラップ温度の影響について実験を実施した。その結果、沸騰開始過熱度について、実験開始以前の加熱履歴の明確な影響は認められず、沸騰開始過熱度が10$$^{circ}C$$から50$$^{circ}C$$近傍に到る一群と100$$^{circ}C$$から250$$^{circ}C$$近傍に至る一群の大きくばらついた結果が得られた。沸騰開始過熱度が50$$^{circ}C$$以下の場合には一旦核沸騰を経過して限界熱流速に到達し発熱体温度が急上昇したが、沸騰開始過熱度が100$$^{circ}C$$以上の場合には、非沸騰状態から沸騰開始と同時に膜沸騰遷移が起こり温度が急上昇した。100$$^{circ}C$$以上の沸騰開始過熱度はコールドトラップ温度が120$$^{circ}C$$以下に集中しており、酸素濃度が初期沸騰に大きく影響することが推測される。

論文

Film boiling heat transfer during reflood phase in postulated PWR loss-of-coolant accident

数土 幸夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(7), p.516 - 530, 1980/00

 被引用回数:33 パーセンタイル:92.53(Nuclear Science & Technology)

加圧水型原子炉の仮想事故である冷却材喪失事故の再冠水過程に出現する炉心内熱水力現象の一部を形成する、膜沸騰熱伝達について、その現象を明らかにし安全解析コード開発に資するため、PWR-FLECHT実験結果の検討と単一発熱体実験を行なった。その結果次のことが明らかとなった。入口サブクール度,入口流速および発熱体出力から決るクエンチ点の局所のサブクール度?Tsubが熱伝達率を支配する大きな要因であること、?Tsubが零である時の飽和膜沸騰熱伝達率hc,satは、クエンチ点から注目する位置までの長さを代表長さに取る事によってBromleyタイプの表式で表わされること、?Tsubが零でないサブクール膜沸騰熱伝達率hc,sabは?Tsubとhc,satとで簡単な表式、hc,sub/sc,sat=1+0.025・?Tsub(?Tsub:$$^{circ}$$C)、で表わされることがわかった。この表式は実験結果を$$pm$$20%内の誤差で評価できる。

報告書

Film boiling heat transfer during reflood process

数土 幸夫; 村尾 良夫

JAERI-M 6848, 60 Pages, 1976/12

JAERI-M-6848.pdf:1.7MB

燃料体事故時の再冠水時に出現する膜沸騰熱伝達について、米国PWR-FLECHT実験、従来の膜沸騰熱伝達についての研究の検討の結果、入口流速、系の圧力、入口サブクール、初期燃料体温度等の影響が明らかとなった。また、モデル実験を行って、上記の要因の影響の定量的な評価を行った。その結果、飽和膜沸騰熱伝達率 hc、satについては、Bromleyと同形式で係数が異なる表式が得られた。また、熱伝達率に大きな影響を与えるサブクールの影響については、局所のサブクール$$Delta$$Tsubと飽和膜沸騰熱伝達率hc、satとで、サブクール時の熱伝達率hc、satは以下のように表わせる。Hc,sat=(1+0.025$$Delta$$Tsub)Hc,satこの表式の誤差は$$pm$$20%以内である。

論文

原子炉安全工学講座,9; 冷却材喪失事故解析

村主 進

原子力工業, 20(5), p.52 - 56, 1974/05

冷却材喪失事故解析の結果満足すべき条件について説明し、BWRおよびPWRの夫々について解析手法の内容を概説した。

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