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ROSA/AP600 characterization tests and analysis of 1-inch cold leg break test

ROSA/AP600実験計画における装置特性試験ならびにコールドレグ1インチ破断実験の解析

R.R.Schultz*; J.M.Cozzuol*; R.A.Shaw*; 与能本 泰介; 久木田 豊

R.R.Schultz*; J.M.Cozzuol*; R.A.Shaw*; Yonomoto, Taisuke; Kukita, Yutaka

原研では、米国NRCとの協定に基づき、WH社の開発になる次世代型PWRであるAP600炉の事故時挙動に関する熱水力総合実験(ROSA/AP600実験計画)を実施している。このため、原研のLSTF装置にAP600炉固有の受動的安全機器を付加し、改造後の装置について、各部の流動抵抗等、実験解析上重要な特性を実測し、仕様の範囲内にあることを確認した。また、第1回実験として実施したコールドレグ1インチ破断実験をREALP5/MOD3コードにより解析し、炉心補給水タンクによる安全注入など主要な現象が概ね再現されることを確認した。

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