著者
久保 雄一郎 奥井 翔大 笹川 達也 水谷 義隆 河野 智美 片岡 勲
出版者
日本混相流学会
雑誌
混相流 (ISSN:09142843)
巻号頁・発行日
vol.34, no.1, pp.100-110, 2020-03-15 (Released:2020-04-02)
参考文献数
10

Thermohydraulic behavior in spent fuel pool is quite important in evaluating safety of a nuclear reactor under accidental conditions. Particularly, accurate prediction of void fraction in spent fuel pool is indispensable for evaluating cooling characteristics of spent fuel. In view of these, experimental and analytical studies were carried out for void fraction in spent fuel pool. The experiment was performed to measure the heat-up and void fraction transient during the postulated SFP accident. In this experiment, a simulated 7x7 BWR rod bundle that consists of 49 heater rods, 7 spacer grids and upper tie-plate was used. The measured data was compared with the some drift-flux correlations under the low pressure and the low flow rate condition related to SFP accident.

言及状況

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昨日これを印刷して格闘しましたがやっぱ難しい https://t.co/E3ZLJg8rN5 で引用文献の1によると2019年に重要文書がでておって 使用済燃料プールの規制課題に関する安全研究 https://t.co/38sq9WJ3mg さすがに長いので印刷はしなかったが、プールで臨界と言うのはかなり神経をとがらせていたと。
ボイド率とかあまり慣れてないのだがこんなのが出てきた。 https://t.co/E3ZLJg8rN5 去年か 計算式が多い 藤原さん 反論してください。 @setsuo2004

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