Primary feed-and-bleed experiments at ROSA-IV LSTF

ROSA-IV/LSTF装置による1次系フィードアンドブリード実験

ROSA-IV/LSTF装置を用いて0.5%小破断冷却材喪失事故(LOCA)時及び全給水喪失(LOFW)事故時における1次系フィードアンドブリード実験が行われた。LOCAのケースでは高圧注入系と補助給水系の故障を仮定している。いづれのケースでも事故途中に運転員が手動で加圧器逃がし弁(PORV)を全開(bleed)することにより1次系の減圧を行いECC水の注入(feed)を促進した。その結果、1次系圧力は速かに低下し蓄圧注入系からサブクール水が注入された。また、PORV開後ホットレグから加圧器内へ多量の水が流入し、加圧器水位は高く維持された。このような過渡変化中の1次系内質量とエネルギーのバランスについても論じられている。RELAP5/MOD2(原研改良版)による解析で実験で見られたシステム熱水力挙動が良好に再現された。これらの実験と解析を通じて1次系フィードアンドブリード運転の有効性が示された。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2
巻	:
号	:
ページ数	:	p.1361 - 1367
発行年月	:	1993/00
発表会議名	:	6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics
開催年月	:	1993/10
開催都市	:	France
開催国	:
キーワード	:	ROSA-IV-LSTF; Primary Feed and Bleed; Accident Management; PWR; Safety Analysis; RELAP5-MOD2

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登録番号 : B19930449
抄録集掲載番号 : 210945
論文投稿番号 : 12086

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