PWR cold-leg small break LOCA with faulty HPI; Effect of break area and intentional system depressurization

HPI故障PWRコールドレグ小破断LOCA; 破断面積の効果及び意図的減圧操作

ROSA-IV大型非定常試験装置(LSTF)は加圧水型原子炉(PWR)の体積比1/48モデルである。LSTFにおいて、高圧注入系(HPI)の故障を仮定したコールドレグ小破断冷却材喪失事故(LOCA)実験を破断面積0.5%~10%の範囲で実施するとともに、小破断LOCA実験に続く意図的一次系減圧実験を実施した。また、主要事象の発生時刻を予測する簡単なモデルも本論文では提案している。実験結果及び計算結果より、加圧器逃し弁(PORV)を用いた1次系の意図的減圧操作は、約0.5%以下の破断面積に対しては有効であり、5%以上の破断面積に対しは不要であるが、それらの中間では、十分な炉心冷却を維持するためには不十分であることが分かった。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering
巻	:
号	:
ページ数	:	p.203 - 208
発行年月	:	1991/00
発表会議名	:	1st JSME-ASME Joint Int. Conf. Nuclear Engineering
開催年月	:	1991/11
開催都市	:	東京
開催国	:
キーワード	:	PWR; Small Break; LOCA; HPI; Break Area; Intentional Depressurization; LSTF; PORV; Core Cooling

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登録番号 : B19901285
抄録集掲載番号 : 200132
論文投稿番号 : 10761

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