NRC Confirmatory AP600 safety system phase I testing in the ROSA/AP600 test facility

ROSA/AP600装置によるAP600安全系に関するNRC確証試験の第1期

ROSA/AP600実験は、原研のROSA装置を用いてAP600炉の事故時熱水力挙動に関する総合実験を行うものである。これまでに、低温側配管破断、炉心補給水タンク均圧ライン破断、圧力容器直接注入ライン破断、自動減圧系誤作動、蒸気発生器伝熱管破断、主蒸気管破断、全交流電源喪失シナリオを模擬した合計14回の実験を実施し、全ての実験において、受動安全系の作動により炉心は十分な余裕をもって冷却されたが、以下の3点についてはさらに詳細な検討が必要であることがわかった。(1)凝縮による圧力振動及び水撃 (2)静的余熱除去系が接続された低温側配管内の過渡成層 (3)自動減圧系作動後の系全体の圧力、水位等の振動

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	NUREG/CP-0149 (Vol. 1)
巻	:	0
号	:
ページ数	:	p.243 - 264
発行年月	:	1996/00
発表会議名	:	1995 NRC Water Reactor Safety Information Meeting
開催年月	:	1995/10
開催都市	:	America
開催国	:
キーワード	:	PWR; Passive Safety; AP600; LOCA; Integral Test; ROSA; LSTF

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登録番号 : B19951060
抄録集掲載番号 : 240683
論文投稿番号 : 14116

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