not registered; not registered; Tasaka, Kanji
沸騰水型原子炉(BWR)の冷却材喪失事故(LOCA)に於いて、緊急炉心冷却装置(ECCS)の炉心冷却性能に対する、注入冷却材(ECC)温度変化の効果を、ROSA-III総合実験装置を用いて実験的に調べた。その結果、ECCは、注入温度に依らず炉心に到達する前にほぼ飽和となり、ECCSの炉心冷却性能には直接影響を与えなかったものの、間接的には、圧力の変化に対する影響を通して熱水力挙動にいくつかの変化を与えた。それらは、ECCSの破断後注入開始時間や注入流量、炉心入口でのフラッディング等である。燃料被覆管最高温度は、大破断(200%)、小破断(5%)共にECC温度変化の影響を受けなかった。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 25 |
号 |
: | 2 |
ページ数 |
: | p.169 - 179 |
発行年月 |
: | 1988/02 |
キーワード |
: | BWR; Emergency Core Coolant Temperature; ROSA-III; Loss-of-coolant Accident; Emergency Core Cooling System; Flooding; Peak Cladding Temperature |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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Altmetrics |
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