A106 高速実用炉蒸気発生器の細管亀裂開口からの高圧蒸気ジェット噴流測定(OS8 高速増殖炉の蒸気発生器(Na-水反応))
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
One of the design basis accidents in sodium-cooled fast reactor is sodium-water reaction at steam generator (SG). In case of a defect occurred on a heat transfer tube, the high-pressure water/vapor will spout into the low-pressure sodium surrounding outside the tube. As sodium is ordinarily quite reactive with water, this will initiate sodium-water reactions accompanied by high chemical heat generation. The liquid droplet in the reaction steam outflow would impinge on neighboring tubes to cause erosion, while the chemical reaction will cause corrosion, eventually may lead to secondary tube failure. Focusing on the erosion part, this study is to evaluate the liquid droplet impingement erosion (LDIE) rate on neighboring tubes caused by SG heat transfer tube rupture. In this paper, as a basic study, the pressure and temperature distribution of high-pressure two-phase free jet into the air is measured.
- 一般社団法人日本機械学会の論文
- 2011-06-22
著者
関連論文
- 革新的簡素化原子力発電プラント用蒸気インジェクタ駆動静的炉心注水システムの実験と解析評価(転水炉・次世代炉,第13回動力・エネルギー技術シンポジウム)
- 超音速蒸気インジェクタの作動特性に関する研究(多相(混相)系における新しい計測とシミュレーション)
- OS10-8 超音速蒸気インジェクター内の熱流体挙動に関する研究(OS10 混相流の計測技術と解析,循環型社会における動力エネルギー技術)
- S0803-1-4 高速炉の高燃焼度燃料集合体における変形-熱流動連成解析(原子力発電システムおよび要素技術(1))
- 原子力プラントの革新に関する国際会議
- CO_2フリー原子力エネルギー総合供給システムの開発
- 自己組織化マップ機能を持つ人工ニューラルネットワークによる原子炉安定性診断
- 「第13回動力・エネルギー技術シンポジウム」特集号発刊にあたって
- 可視化情報学会全国講演会(釧路2008)開催報告
- W10(3) 大学に於ける原子力人材育成と原子力の復活(W10 原子力の安全規制の最適化(2),ワークショップ,21世紀地球環境革命の機械工学:人・マイクロナノ・エネルギー・環境)
- 原子力の安全規制の最適化に関する研究会の活動 : 米国NRC第3地方局の規制活動(原子力の安全規制の最適化に関する研究会,第13回動力・エネルギー技術シンポジウム)
- 中越沖地震の柏崎刈羽原子力発電所影響評価研究分科会の活動(概要)(中越沖地震の柏崎刈羽原子力発電所影響評価研究分科会,第13回動力・エネルギー技術シンポジウム)
- A209 中越沖地震の柏崎刈羽原子力発電所影響評価研究分科会 : (1) 目的・背景(中越沖地震,OS-6 保全・設備診断技術(4),一般講演,地球温暖化防止と動力エネルギー技術)
- 中越沖地震の柏崎刈羽原子力発電所影響評価研究分科会の活動 : 柏崎刈羽原子力発電所現地調査結果(中越沖地震の柏崎刈羽原子力発電所影響評価研究分科会,第13回動力・エネルギー技術シンポジウム)
- 中越沖地震の柏崎刈羽原子力発電所影響評価研究分科会の活動 : 広報と報道のあり方(中越沖地震の柏崎刈羽原子力発電所影響評価研究分科会,第13回動力・エネルギー技術シンポジウム)
- A210 中越沖地震の柏崎刈羽原子力発電所影響評価研究分科会 : (2) 現地調査結果(中越沖地震,OS-6 保全・設備診断技術(4),一般講演,地球温暖化防止と動力エネルギー技術)
- 階層モデル・ベイズ統計によるBWR原子炉隔離時冷却系のデマンド故障の評価
- 原子炉再循環ポンプ熱疲労割れ対策
- 蒸気インジェクター内の噴流現象と次世代原子炉への適用(噴流現象の先端的応用,F03 流体工学部門企画)
- 原子炉用ジェットポンプの特性 : 第1報,高温基礎試験
- ベイズ統計に基づくBWR安全系電動弁の分解点検間隔の最適化
- E106 高速増殖炉のピンバンドル内側の速度場計測(OS9 熱流動)
- D102 液中に噴出する不足膨張気体噴流の可視化(OS10 混相流動)
- 908 高速炉における自然循環時炉心高温点評価手法の開発(OS11-(2) 流体工学・熱流体,オーガナイズドセッション)
- E204 高速炉の過渡自然循環崩壊熱除去時における炉心高温点評価手法の開発(FaCT関連技術開発,OS8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル)
- X線ビームスキャン法による過度時管内ボイド率分布の測定
- 次世代軽水炉機器における伝熱流動
- B222 高温面上の液滴衝突時の急速蒸気生成過程(固液相変化を伴う伝熱現象V)
- 原子力発電プラントにおける噴流ポンプの利用と進展(3. 噴流現象の制御と応用,創立110周年記念 噴流現象の基礎研究と最新応用技術)
- 原子力発電プラントにおける噴流ポンプの利用と進展
- P01-1(2) タービンの点検周期の検討結果と提言(1.原子力の安全規制の最適化(2):海外事例を踏まえた今年度の取り組み,【P01】特別セッション 原子力の安全規制の最適化)
- 「エネルギー技術の最先端」の特集号発刊に際して
- 東日本大震災に伴う原子力発電所の事故と災害 : 福島第一原子力発電所の事故の要因分析と教訓
- S0802-1-5 高速炉燃料集合体熱流動解析手法の開発と適用(原子力システムおよび要素技術(1))
- C0801-(3) アメリカにおける原子力発電所の運転中保全の具体例(【C0801】原子力発電所の運転中保全,市民フォーラム)
- 北海道大学におけるエネルギー環境教育と人材育成 : 原子力とエネルギー利用分野の低炭素化推進技術者教育
- B205 超音速蒸気中の水噴流界面における熱・運動量輸送特性(OS8 熱流動),動力エネルギーシステム部門20周年,次の20年への新展開)
- 4-218 原子力総合技術プログラムによる企業の施設を使った原子力教育 : 大学と企業の研究設備を活用した炉心伝熱流動実習教育と教材作成((06)工学教育の個性化・活性化-III,口頭発表論文)
- 4-221 教育支援プログラムに基づく原子力教育カリキュラムの開発 : (2) 原子炉シミュレータ開発((06)工学教育の個性化・活性化-IV,口頭発表論文)
- 4-220 教育支援プログラムに基づく原子力教育カリキュラムの開発 : (1) カリキュラムの体系化と教材開発((06)工学教育の個性化・活性化-IV,口頭発表論文)
- 4-219 専攻横断型基盤技術研究に基づく原子力グローバル教育プログラムの開発((06)工学教育の個性化・活性化-III,口頭発表論文)
- 世界最高水準の安全性を備えた原子力発電所を目指して
- 高速実用炉1次系ナトリウム配管用粒状体充填型二重管の制振効果に関する研究
- A201 高速炉の自然循環崩壊熱除去運転時の重要度ランクテーブルの構築(OS8 軽水炉・新型炉の解析コード)
- A104 ナトリウム-水化学反応場の素反応解析(OS8 高速増殖炉の蒸気発生器(Na-水反応))
- A101 高速実用炉蒸気発生器における伝熱管破損事象評価手法の開発 : 研究全体計画(OS8 高速増殖炉の蒸気発生器(Na-水反応))
- A202 高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDによる「常陽」MK-II自然循環試験解析(OS8 軽水炉・新型炉の解析コード)
- A216 金属ウラン・ジルコニウムマトリックス燃料の特性に関する研究(OS8 高温ガス炉・高速炉・金属燃料)
- A214 高速増殖炉もんじゅの低出力過渡応答試験データを用いたドップラー係数の測定(OS8 高温ガス炉・高速炉・金属燃料)
- A106 高速実用炉蒸気発生器の細管亀裂開口からの高圧蒸気ジェット噴流測定(OS8 高速増殖炉の蒸気発生器(Na-水反応))
- C223 液滴衝撃***ージョンに関する研究 : 高速回転円盤を用いたLDI試験(OS6 液滴衝撃***ージョン)
- C233 LDI評価と二相流解析・液滴分布に関する研究(OS6 配管減肉研究の今後への期待)
- C081001 TMIとチェルノブイリ事故の教訓と対策([C08100](動力エネルギーシステム部門企画),原子力安全と福島第一原子力発電所事故)
- W251003 福島原子力発電所の過酷事故の教訓と安全規制・規格の重要性([W25100](標準事業委員会企画),安全に関わる標準・規格)
- 国際原子力人材育成大学連合ネットの構築とモデル事業の成果 : 第3分科会 国際舞台で活躍できる原子力ヤング・エリート人材育成