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論文

Investigation of pre- and post-dryout heat transfer in upword steam-water two-phase flow at low flow rate

小泉 安郎; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(12), p.965 - 984, 1982/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:66.29(Nuclear Science & Technology)

均一発熱棒を有した環状流路内上向き水-蒸気二相流熱伝達実験を、圧力31bar、流量0.2$$times$$10$$^{6}$$~1.0$$times$$10$$^{6}$$kg/m$$^{2}$$h、入口クオリティ0.5~1.0、熱流束4.5$$times$$10$$^{5}$$W/m$$^{2}$$以下の条件で行った。この領域は軽水炉のLOCA解析を行う際重要な領域であるが既存のデータは少ない。既存の熱伝達実験式および半理論式の本実験領域への適用性の検討に重点をおき、これらの相関式と測定された熱伝達率との比較考察を行った。ドライアウト前の領域では測定値は従来の相関式による値より1桁小さい値であった。ドライアウト後の領域では、従来の相関式で無視されていた液相による伝熱面冷却の効果を考慮に入れる必要があることが明らかとなった。Groeneveldのドライアウト後の熱伝達率相関式は測定結果と0~27%の精度で一致した。

論文

Experimental study of system behaivior during reflood phase of PWR-LOCA using CCTF

村尾 良夫; 秋本 肇; 須藤 高史; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(9), p.705 - 719, 1982/00

 被引用回数:35 パーセンタイル:93.82(Nuclear Science & Technology)

再浸水、再冠水現象を調べる為に行なわれた円筒炉心試験装置(CCTF)試験結果の解析を行い、次の結論を得た。1)観測された現象は、いくつかの点を除き、PWRの安全評価のための評価モデルと類似なものである。2)異なる点は、上部プレナムの蓄水、ダウンカマの非常用炉心冷却水のバイパス、ダウンカマ有効水頭の減少、破断コールドレグ及び接続された配管内の圧力損失である。

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