Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大貫 晃; 大久保 努; 秋本 肇
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00
将来型炉の候補として原研で設計研究が進められている稠密炉心を用いた重水減速加圧水型炉の大破断LOCA時再冠水期の炉心冷却に関するフィージビリティ・スタディを行った。原研で開発整備してきた多次元二流体モデルコードREFLA/TRACによる2次元解析により評価した。現在の設計案では圧力容器内の多次元的な熱流動挙動により炉心冷却性が支配され、炉心中心領域での冷却は良好であるが外周部での冷却は悪い。安全基準を満たすうえで上部プレナム注水が有効であることを示した。
井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(8), p.637 - 652, 1985/00
被引用回数：5 パーセンタイル：59.17(Nuclear Science & Technology)円筒炉心試験装置により上部プレナム注水試験を行い、非常用炉心冷却水を上部プレナムに注入する型式のPWRの再冠水期の熱水力挙動を調べ、次のことがわかった。(1)冷却水は上部プレナムから炉心に円滑に落下した。落下水流量は一次元小規模試験結果を基礎にしたCCFL相間式(Bankoff等)で予想できなかった。これは、炉心からの吹上げ蒸気流が一様でなかったことによる。(2)炉心入口では水は一般に炉心から下部プレナムに流れた。これは、冷却水をコールドレグに注入する型式のPWRの場合とは逆流状態である。(3)再冠水開始以前から落下水による炉心冷却がみられた。(4)低圧注入ポンプ無故障を模擬した注入条件では、蒸気は上部プレナムで完全凝縮し、ホットレグは停滞水で満たされた。一方、半数故障模擬条件では、上部プレナムで完全凝縮が達成されず、蒸気とそれに同伴された水がループを流れた。
