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J-GLOBAL ID：200902259268977304   整理番号：08A0775592

流量急減事象におけるBWR炉内流動応答

著者 (3件)： 古谷正裕 (電力中研 原子力技研) ,  原貴 (東京電力) ,  溝上伸也 (東京電力)
資料名： 電力中央研究所原子力技術研究所研究報告  (CRIEPI Report. L (Central Research Institute of Electric Power Industry))
号： L07006  ページ： 24P  発行年： 2008年06月 
JST資料番号： L2958B  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： BWR型原子炉の運転時に,炉心入口流量が急速に減少する場合に,出力の異なる流路の流量配分や出入口間差圧変動特性を把握するための研究を行った。また,実験により得られた沸騰二相流挙動を対象として,数値計算による再現性について検討した。解析コードには,TRAC-BF1を使用した。実験および解析の結果,BWR事象の模擬精度の検証,過渡時流量配分,ならびに流路間差圧変動の何れに対しても良好な結果が得られたことを報告した。

シソーラス用語： BWR型原子炉 ,  流量 ,  流量分布 ,  流量特性 ,  圧力変動 ,  *原子炉冷却系 ,  二相流 ,  *流動解析 ,  数値計算 ,  *原子炉動特性 ,  沸騰

分類 (1件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q)

引用文献 (11件)：

• 日本機械学会編 (編)「気液二相流技術ハンドブック」, コロナ社 (1991), 171-205.
• D’Auria, F., Ambrosini, W., Anegawa, T., Blomstrand, J., Betou, J. I. D., Langenbuch, S., Lefvert, T. and Valtonen, K., “State of the Art Report on Boiling Water Reactor Stability (SOAR on BWRs) ”, OECD/CSNI report, OECD/GD (97)13(1997).
• Murase, M. and Naitoh, M., ”BWR loss of coolant integral tests with two bundle loop,(I) thermal-hydraulic characteristics in parallel channels”, J. Nucl. Sci. Tech., 22, 3(1985), 213-224.
• 古谷, 稲田, 深堀, 太田,「炉内流動と核反応度との結合を模擬したBWR領域安定性試験設備SIRIUS-Fの開発と安定性評価」, 電中研報告, L04001(2004).
• 古谷, 安尾,「ボイド反応度フィードバックを模擬したBWR安定性試験設備SIRIUSの開発」, 電中研報告, T00001(2000).

タイトルに関連する用語 (5件)： 流量 ,  事象 ,  BWR ,  流動 ,  応答