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Effect of heat generation difference among fuel bundles on core thermal-hydraulics during 200% and 5% loss-of-coolant accident experiments at ROSA-III

ROSA-IIIで行われた5%及び200%LOCA実験時の燃料集合体間発熱分布による炉心熱水力挙動への影響

小泉 安郎; 与能本 泰介 ; 田坂 完二

Koizumi, Yasuo; not registered; Tasaka, Kanji

ROSA-III実験装置はBWRを体積比にして1/424に縮尺した総合実験装置である。冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動を調べることがその主目的である、。この装置において、炉心燃料集合体間に出力比のある場合と無い場合のLOCA実験を、それぞれ200%、5%の破断口径で行い、熱水力挙動の燃料集合体間相互干渉について調べた。その結果、出力比があるとクエンチングの伝播は非一様性が強くなる等の結果を得た。本報は、これらの結果をまとめたものである。

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分野:Nuclear Science & Technology

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