検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年

Analysis of system thermal hydraulic responses for passive safety injection experiment at ROSA-IV/Large Scale Test Facility using JAERI modified version of RELAP5/MOD2 code

原研改良版RELAP5/MOD2コードによるROSA-IV/LSTF受動安全注入実験のシステム熱水力解析

浅香 英明; 与能本 泰介 ; 久木田 豊

not registered; Yonomoto, Taisuke; Kukita, Yutaka

ROSA-IV計画LSTF装置を用いて、加圧水型原子炉の小破断冷却材喪失事故(LOCA)における重力注入式非常用炉心冷却系(ECCS)の作動を模擬した実験を行った。注入系は、1次系と同一圧力に加圧された低温水を満たしたタンクと、1次系との接続配管(タンク底部と圧力容器ダウンカマを接続する注入ラインと、コールドレグとタンク頂部を接続する圧力平衡ライン)により構成される。タンクからの注入は、タンク内の低温水の静水頭と、圧力平衡ライン内の高温水の静水頭との差によって生じ、圧力平衡ライン内の流れが二相流になった後は、注入流量が振動的となった。著者らが改良を加えたRELAP5/MOD2コードを用いた解析により本実験の全体挙動は概ね良好に再現された。この解析によれば、注入流量の変動の原因は圧力平衡ライン内の保有水量の変動にある。

no abstracts in English

Access

:

- Accesses

InCites™

:

パーセンタイル:35.66

分野:Nuclear Science & Technology

Altmetrics

:

[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.