BWR1次系破断事故模擬実験のRELAP-2コードによる解析

RELAP-2 code analysis on loss-of-coolant accidents in BWR simulator pressure vessel-ROSA

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BWRの冷却剤喪失事故を模擬したROSA実験のブロウダウン・データを用いて、RELAP-2解析コードの検討・評価を行った。実験条件は実用炉と同じ運転圧力から圧力容器の上部または下部を破断させたもので、それより高い圧力と低い圧力も合わせて検討したほか、破断口径を種々変えてその影響をみた。その結果計算コードで流出流量を規定する修正係数が口径の影響を受け、一定の値を取らないことが明らかになった。また、これは破断位置が上部か下部かによっても異なる値を取り、蒸気クオリティの影響を受けることが分かった。その他のパラメータについても同様に変化が現れ、モデルを更に検討する必要性を示した。それには相互に影響を及ぼさない独立的なパラメータあるいはモデルを考えることが方向として示されよう。より多種にわたる実験データの集積が、よりよいモデルへの改良のためには望ましいと言える。

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使用言語	:	Japanese
掲載資料名	:	日本原子力学会誌
巻	:	15
号	:	8
ページ数	:	p.562 - 568
発行年月	:	1973/08
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	Loss-of-Coolant; Blowdown; Nuclear Safety; Code Analysis; ECCS; RELAP-2; ROSA

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.3327/jaesj.15.562
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広報プレスリリース	:
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : A19722453
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 3625

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