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ROSA/AP600 testing; Facility modifications and initial test results

ROSA/AP600実験計画; 装置改造と初期の実験結果

久木田 豊; 与能本 泰介 ; 浅香 英明; 中村 秀夫  ; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

Kukita, Yutaka; Yonomoto, Taisuke; not registered; Nakamura, Hideo; Kumamaru, Hiroshige; Anoda, Yoshinari; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*

原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置(LSTF)を用いてウエスチング社が開発したAP600型炉の過渡現象に関する確証総合実験を共同で行っている。本装置はもともと在来型の4ループ加圧水型原子炉を模擬しているが、AP600特有の機器を付加する改造を行った。改造後のLSTFはAP600を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。94年8月までに、本装置を用いて、コールドレグ破断、均厚配管破断、自動減圧系誤差開放を起因事象とする冷却材喪失事故に関する5回の実験を行った。実験結果は、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600受動安全系の良好な性能を示している。

no abstracts in English

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分野:Nuclear Science & Technology

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