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論文

Scaling issues for the experimental characterization of reactor coolant system in integral test facilities and role of system code as extrapolation tool

Mascari, F.*; 中村 秀夫; Umminger, K.*; De Rosa, F.*; D'auria, F.*

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.4921 - 4934, 2015/08

The phenomenological analyses and thermal hydraulic characterization of a nuclear reactor are the basis for its design and safety evaluation. Scaled down tests of Integral Effect Test (IET) and Separate Effect Test (SET) are feasible to develop database. Though several scaling methods such as Power/Volume, Three level scaling and H2TS have been developed and applied to the IET and SET design, direct extrapolation of the data to prototype is in general difficult due to unavoidable scaling distortions. Constraints in construction and funding for test facility demand that a scaling compromise is inevitable further. Scaling approaches such as preservation of time, pressure and power etc. have to be adopted in the facility design. This paper analyzes some IET scaling approaches, starting from a brief analysis of the main characteristics of IETs and SETFs. Scaling approaches and their constraints in ROSA-III, FIST and PIPER-ONE facility are used to analyze their impact to the experimental prediction in Small Break LOCA counterpart tests. The liquid level behavior in the core are discussed for facility scaling-up limits.

報告書

Heat Loss and Fluid Leakage Tests of the ROSA-III Facility

鈴木 光弘; 田坂 完二; 斯波 正誼

JAERI-M 9834, 42 Pages, 1981/12

JAERI-M-9834.pdf:0.92MB

ROSA-III装置は、BWRの冷却材喪失事故を模擬した実験を行う装置である。この装置の特性の一つである熱損失について試験を行い結果をまとめた。熱損失量は、ROSA-IIIにおける小破断実験のように現象の推移がゆるやかで炉心の発熱量と同等になる条件下で重要な意味を持つものであり、特に小破断実験の解析において大切である。ROSA-III装置においては、循環ポンプからの熱入力および蒸気ラインでの蒸気漏洩の効果を評価して、装置外表面からの熱損失量が、流体温度と外気温度の差により次式で与えられることを確認した。Q$$_{H}$$$$_{L}$$=0.56$$times$$$$Delta$$T(KW)但し、Q$$_{H}$$$$_{L}$$は、熱損失速度、$$Delta$$Tは、温度差($$^{circ}$$C)である。なお、この試験の場合、蒸気漏洩量は、重量で31kg/hour、エネルギ量で10KW(系圧力7.24MPaの飽和条件下)であった。

報告書

Experiment Data of ROSA-III Integral Test RUN 710; Full ECCS Actuation,without Heat Generation in Channel A

小泉 安郎; 田坂 完二; 安達 公道; 安濃田 良成; 早田 邦久; 鈴木 光弘; 岡崎 元昭; 傍島 真; 村田 秀男; 斯波 正誼

JAERI-M 9249, 122 Pages, 1981/01

JAERI-M-9249.pdf:3.05MB

本報は、ROSA-III実験装置における実験RUN 710の実験データレポートである。RUN 710はBWRの再循環ポンプ吸込側配管の200%両端破断を模擬した実験である。実験はすべてのECCSを作動させ、炉心4チャンネルのうち、1チャンネルを発熱させないで行なわれた。主な実験初期条件は系圧力7.35MPa、炉心入口サブクーリング10.8K、炉心入口流量31.3kg/s、炉心発熱量2.42MWである。最高被覆管温度は609K、Position3で得られた。全ての模擬燃料棒はECCS作動後クエンチし、ECCSの有効性が確かめられた。

口頭

Scaling rationale design and extrapolation problem for ITF and SETF

Mascari, F.*; 中村 秀夫; De Rosa, F.*; D'auria, F.*

no journal, , 

In the development and safety evaluation of LWRs, thermal hydraulic analysis of the reactor, containment and their coupling is essential to understand the accident phenomena. To reproduce the behavior in a scaled model, it is necessary to properly characterize thermal hydraulics both in the local and integral responses. The facility geometry and test conditions should then be correctly derived according to scaling laws to avoid scaling distortions that could compromise the target phenomena identified by PIRT process. Many scaling approach and methods have thus been developed. Together with the scaling analysis, computer codes may be used in supporting the design of test facilities, assessing the scale distortions, and verifying the selected scaling method. However, since the closure laws in the computer code are mainly based on scaled test data, the extrapolation of code results remains a challenging and open issue. This paper provides some insights about the methods used in the scaling.

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