文献

J-GLOBAL ID：201802270275594058   整理番号：18A0128219

溶融酸化物プールの熱伝達の三次元実験【Powered by NICT】

Three-dimensional experiment of heat transfer for molten oxidic pool

著者 (11件)： Chen Lian (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Han Kun (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Li Tao (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Tian Daogui (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Chen Ying (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Chang Huajian (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Chang Huajian (Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, Beijing 10084, China) ,  Xu Xinchen (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Pei Jie (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Zhang Jinlong (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China) ,  Zhang Tao (State Nuclear Power Technology R&D Center, South Park Future Science and Technology Campus, Beijing 102209, China)
資料名： Progress in Nuclear Energy  (Progress in Nuclear Energy)
巻： 103  ページ： 209-216  発行年： 2018年 
JST資料番号： H0693A  ISSN： 0149-1970  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 軽水型原子炉過酷事故時の炉心溶融の容器内保持(IVR)の有効性は,境界から除去される熱は,原子炉圧力容器(RPV)の下部ヘッドにおける溶融プール内で発生した熱を超える可能性があるかどうかに強く依存した。酸化物プール内の自然対流は溶融池内の熱伝達挙動を決定する上で重要な役割を果たしている。溶融プール酸化膜熱tRaNsfer実験(MORN)設備は,プールの熱伝達相関式を検証する目的で溶融酸化物プールの熱伝達特性を調べるために構築した。試験装置は内径0.4mの三次元半球テストセクションから成る。試験部分の外部境界は,異なる方法(放射あるいは対流)により冷却された,酸化物プールの地殻形成に及ぼす外部冷却条件の影響を研究した。模擬物質として選択した三種類の材料。それらはそれぞれ水,NaNO_3/KNO_3(モル比1:4)とカルシウム酸化ホウ素の非共晶二成分混合物(30wt%CaO,70wt%B_2O_3)である。最初の期間では,融液の高さ340mmのいくつかの水及び塩実験を行い,データを分析した。プールの正規化温度分布は,水と塩実験の間でほとんど同じであったが,側壁を横切る熱流束は非常に異なっていた。水実験の熱流束分布は融液表面まで極角とともにほぼ直線的に上昇した。低角で塩実験の熱流束は水のそれよりも大きく,角度の増加と共に僅かに低下し,その後,融液表面に迅速にまで上昇した。これは,同じ境界条件を持つLIVEとCOPRA実験と一致した。水実験の最大正規化熱流束は約1.6と塩実験のそれは約2.2であった。MORNの下方熱伝達はCOPO,ミニACOPO,BALI実験により誘導された相関よりも小さいが,LIVE,COPRA実験と一致した。Copyright 2018 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： *酸化物 ,  熱流束 ,  *熱伝達 ,  *三次元 ,  共晶 ,  自然対流 ,  軽水型原子炉 ,  炉心溶融 ,  温度分布 ,  境界条件 ,  原子炉容器 ,  酸化膜 ,  溶融池 ,  試験装置
準シソーラス用語： 融液 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： 熱伝達 ,  酸化物プール ,  過酷事故 ,  実験

分類 (1件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q)

タイトルに関連する用語 (4件)： 溶融 ,  酸化物 ,  熱伝達 ,  実験