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J-GLOBAL ID：202102213592896580   整理番号：21A1822074

パッシブ原子炉直接安全注入のための過渡流と熱伝達の研究【JST・京大機械翻訳】

Investigation of Transient Flow and Heat Transfer for Passive Nuclear Reactor Direct Safety Injection

著者 (5件)： Weng Yu (Xi’an Jiaotong University, Xi’an, China) ,  Liu Lang (Xi’an Jiaotong University, Xi’an, China) ,  Jiang Yang (Xi’an Jiaotong University, Xi’an, China) ,  Gu Hongfang (Xi’an Jiaotong University, Xi’an, China) ,  Wang Haijun (Xi’an Jiaotong University, Xi’an, China)
資料名： ASME Conference Proceedings  (ASME Conference Proceedings)
号： NUCLRF2017  ページ： Null  発行年： 2017年 
JST資料番号： A0478C  資料種別： 会議録 (C)
記事区分： 原著論文  発行国： アメリカ合衆国 (USA)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 本論文では,異なる事故過渡プロセスにおける1400MWパッシブ加圧水炉(PWR)直接容器噴射(DVI)システムの過渡流および熱伝達特性について述べた。研究成分は原子炉圧力容器とコアバレルと放射監視カプセルのような直列反応器内部を含み,流路は下降管と下部プレナムを含む。さらに,注入装置を特殊構造で設計し,最初に,ベンチュリ型管ノズルを圧力容器に接続し,次に,流れ偏向器をノズルに直面する下降管に配置した。この特別な構造は,流れ混合と熱伝達を非常に複雑にし,予測を困難にする。本研究は,連続変化と長い継続時間である注入ループと反応器冷脚ループの両方に対するループ温度と流量の特性を考慮した。本研究では計算流体力学(CFD)法を用いた。本研究の前に,物理モデルと数値法を独立した縮尺模型実験によって検証する。この実際の反応器規模研究において,本研究では,2つの典型的な事故過渡プロセスを解析し,反応器容器と反応器内部の両方の温度分布を得た。解析結果に従って,下降管における熱分布の特性を得た:コアバレルに流れると考えられる注入流体は,反射器によって反応器容器の側面に駆動される。下降管における注入流体流によって,注入流れ形状は三角形になった。さらに,過渡結果は,温度分布と注入流れ特性の相関度が受動注入の時間履歴の増加で徐々に減少することを示した。全体として,運動は反応器容器における熱負荷の起源を理解し,それらを定量化できる原子炉安全解析領域における活動を補完する。本研究の結果は,反応器疲労力学の解析により直接使用できる。(CSPE)。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 温度分布 ,  *原子炉 ,  *熱伝達 ,  噴射 ,  流体流 ,  流量 ,  原子炉安全 ,  反応器 ,  PWR型原子炉 ,  熱負荷 ,  下降管 ,  原子炉容器 ,  計算流体力学
準シソーラス用語： プレナム ,  物理モデル , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  原子炉熱力学  (MD02030Q)

タイトルに関連する用語 (6件)： パッシブ ,  原子炉 ,  注入 ,  過渡流 ,  熱伝達 ,  研究