ROSA-III base test series for a large break loss-of-coolant accident of boiling water reactor

沸騰水型軽水炉の冷却材喪失事故に対するROSA-III大破断基準実験シリーズ

Tasaka, Kanji; not registered; Koizumi, Yasuo; not registered; not registered; not registered

ROSA-IIIはBWRを体積比1/424で模擬した装置であり、冷却材喪失事故の総合実験を目的とする。炉心は電気加熱のヒータピンで模擬されている。基準実験シリーズの結果からROSA-III装置がBWRのLOCAの主要現象;炉心水位の低下による沸騰遷移、下部プレナムフラッシングによるリウェット、ECCS作動による最終的なクエンチング、などを模擬しうることが分った。RELAP5/Mod0コードによる計算結果と実験結果との全体的な一致はよい。しかしながら下部プレナムフラッシングにより全炉心がリウェットすると計算され、炉心上部における被覆管表面温度の計算値は実験値と比較してかなり低くなっている。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Nuclear Technology
巻	:	57
号	:
ページ数	:	p.179 - 191
発行年月	:	1982/00
発表会議名	:
開催年月	:
開催都市	:
開催国	:
キーワード	:	ROSA-III; LOCA; ECCS; Integral Test; RELAP5; BWR

特許データ	:
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論文URL	:	https://doi.org/10.13182/NT82-A26280
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Access	:	- Accesses
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InCites™	:	パーセンタイル：73.29 分野：Nuclear Science & Technology
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登録番号 : A19811215
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 6321

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