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J-GLOBAL ID：202002240484594476   整理番号：20A2561686

IVR-ERVC技術の検証試験におけるヒータブロックの形状に起因するCHF偏差の解析【JST・京大機械翻訳】

Analysis on CHF deviation caused by geometry of the heater blocks in a validation test of IVR-ERVC technology

著者 (10件)： Lu Daogang (School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Lu Daogang (Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Jin Yu (School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Jin Yu (Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Wang Han (School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Wang Han (Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Zhang Zehao (School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Zhang Zehao (Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Wang Shunqi (School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing 102206, China) ,  Wang Shunqi (Beijing Key Laboratory of Passive Safety Technology for Nuclear Energy, North China Electric Power University, Beijing 102206, China)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 150  ページ： Null  発行年： 2021年 
JST資料番号： C0325D  ISSN： 0306-4549  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： In-Vessel保持-外部反応器Vessel冷却(IVR-ERVC)の革新的技術は厳しい事故の軽減対策であり,先進加圧水炉の設計に応用されている。IVR-ERVCの妥当性は,原子炉容器下部ヘッドの沸騰危機と臨界熱流束(CHF)に限定される。円筒スライス加熱器ブロックは通常,既存の実験の大部分で原子炉容器下部ヘッドをシミュレートするために採用され,それは自然循環条件下でCHFのいくつかの不確実性を引き起こすかもしれない。本論文では,自然循環と臨界熱流束の特性を研究するために実験を行った。従来の円筒スライスとは別に,球面スライスも加熱器ブロックとして採用した。実験データは,自然循環流量が入口水温の増加とともに増加し,循環高さの揚力と共に大きな振動を示すことを示した。そのうえ,CHFは入口温度の増加で減少する。球形スライスのCHFは,入口水温に依存して10.3%から28.4%の円筒スライスのそれよりも低いことが分かった。初めて,加熱器ブロックの幾何学的差に起因するCHF不確実性を明らかにした。Copyright 2020 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 沸騰 ,  不確実性 ,  揚力 ,  加熱器 ,  臨界熱流束 ,  円筒 ,  *水温 ,  反応器 ,  PWR型原子炉 ,  球面 ,  原子炉容器 ,  自然循環
準シソーラス用語： 検証試験 ,  サーキュレーション流量 ,  ヒータブロック , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： IVR-ERVC ,  臨界熱流束 ,  沸騰危機 ,  自然循環

分類 (1件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q)

タイトルに関連する用語 (6件)： IVR ,  検証試験 ,  ヒータブロック ,  起因 ,  偏差 ,  解析