Yonomoto, Taisuke; R.Shaw*; Kukita, Yutaka
原研と米国原子力規制委員会が共同で実施している新型炉AP600に関する安全性確証実験計画(ROSA-AP600計画)における第1回実験としてコールドレグの1インチ破断実験を行った。実験にはAP600の主要な安全機器を体積比1/30.5、高さ比1/1で模擬するように改造されたROSA-V/LSTF装置を使用した。破断直後から静的余熱除去系(PRHR)において炉心崩壊熱を上まわる自然循環除熱がなされた。この自然循環により一次系圧力は連続的に減少を続け、一次系内下部に低温水は蓄積し、炉心はサブクール水に覆われた。実験で見られたPRHRにおける自然循環熱伝達は本研究で提案する伝熱相関式パッケージを使用することにより良く予測された。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE) |
巻 |
: | 2 |
号 |
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ページ数 |
: | p.1053 - 1058 |
発行年月 |
: | 1995/00 |
発表会議名 |
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開催年月 |
: | 1995/04 |
開催都市 |
: | 京都 |
開催国 |
: | |
キーワード |
: | ROSA-AP600; ROSA-V-LSTF; LOCA; Experiment; PRHR; PWR; Passive Safety |
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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