高速炉蒸気発生器伝熱管周りに形成されるナトリウム-水反応ジェットの熱伝達特性
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
Overheating tube rupture of adjacent tubes arises from water/steam leak in steam generators of sodium-cooled fast reactors. It is very important to predict the tube wall stress (tube wall temperature) with a high degree of accuracy on evaluation of overheating tube rupture, and is crucial to estimate quantitatively the heat transfer coefficient between reaction jet and adjacent tubes which is one of the major influencing factor. The authors carried out the sodium-water reaction test (SWAT-1R) under the simulated operation condition of a real plant, and measured the correlation between heat transfer coefficient and void fraction around an adjacent tube. The authors confirmed that thermal environment around an adjacent tube was inferable from measured data, and heat transfer correlation equation proposed by Hamada et al. was applicable to the operation condition at elevated pressure and temperature.
著者
-
栗原 成計
(独)日本原子力研究開発機構
-
大島 宏之
(独)日本原子力研究開発機構
-
菊地 晋
(独)日本原子力研究開発機構
-
阿部 雄太
(独)日本原子力研究開発機構
-
梅田 良太
(独)日本原子力研究開発機構
-
下山 一仁
(独)日本原子力研究開発機構
関連論文
- 高速炉蒸気発生器における伝熱管ウェステージに関する高温NaOH衝突実験
- ナトリウム―水反応および圧縮性混相流数値解析コードSERAPHIMの高度化(化学反応を伴う液体中気体噴流に対する再現性検証)
- T字合流部における渦構造と温度変動に関する数値解析
- T字合流部における非定常枝噴流挙動に着目した流体-構造熱連成問題の研究
- ナトリウム-水化学反応場の素反応解析
- The Effect of Flow-Accelerated Corrosion with High-Temperature Sodium Hydroxide on Tube Target-Wastage Caused in Steam Generator of Sodium-Cooled Fast Reactor
- Development of Evaluation Model for Wastage Environment under Tube Failure Accident in Steam Generator of Sodium-Cooled Fast Reactor
- Experimental Study and Kinetic Analysis of Sodium-Water Chemical Reaction Mechanism in Steam Generator of Sodium-Cooled Fast Reactor
- 高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時事象に対する解析評価手法の開発
- 高速炉蒸気発生器伝熱管周りに形成されるナトリウム-水反応ジェットの熱伝達特性
- ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム-コンクリート反応機構に関する実験的研究