Recalculation of simulated post-scram core power decay curve for use in ROSA-IV/LSTF experiments on PWR small-break LOCA and transients

PWR小破断LOCA及び過渡変化に関するROSA-IV/LSTF実験のためのスクラム後模擬炉心出力減衰曲線

LSTF(大型非定常試験装置)実験のための新出力曲線を、特に遅発中性子による核分裂の出力の評価及びPWR(加圧水型原子炉)燃料棒の蓄積熱の考慮という2点において、最適評価ベースで計算した。LSTFヒータロッド中の外側絶縁材の熱伝導率の値に不確かさがあるため、LSTFヒータロッドの蓄積熱は無視し、最終的には、PWR燃料棒よりの熱伝達量が新出力曲線として採用された。新出力曲線をLSTF炉心出力曲線として用いた場合、LSTFヒータロッドよりの熱伝達量は、PWR燃料棒よりの熱伝達量と比較して、少し保守的な値を与える。

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使用言語	:	English
報告書番号	:	JAERI-M 90-142
ページ数	:	63 Pages
発行年月	:	1990/08
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-90-142.pdf:1.44MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-90-142
キーワード	:	PWR; LOCA; ROSA-IV; LSTF; Core Power Curve; Fuel Rod; Heater Rod; Stored Heat; Decay Power; Fission Power
使用施設	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19900142
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