熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 与能本 泰介 
; 田坂 完二; J.A.Findlay*; W.A.Sutherland*
not registered; not registered; not registered; Tasaka, Kanji; J.A.Findlay*; W.A.Sutherland*
沸騰水型原子炉における大破断冷却材喪失事故時の熱流体挙動を調べる目的で、原研のROSA-III装置と、GE社のFIST装置とにおいて、同一条件の対応実験を実施した。本報は,これらの対応実験より得られたBWR大破断事故の共通事象の特徴を述べるとともに、RELAP5/MOD1コードを用いて実施したBWR,ROSA-III,FIST三者の大破断冷却材喪失事故時の流体挙動の相似性に関する解析結果を述べている。そしてこれらの実験及び解析より、ROSA-IIIとFIST両装置における熱流体挙動はBWRの事故時熱流体挙動を模擬することを明らかにした。両装置個有の特性、例えばROSA-IIIの炉心長は実炉の1/2である点、及びFISTは燃料集合体1体の炉心である点等は、大破断事故時の熱流体挙動に重要な影響を与えないことを明らかにした。本研究は、米国GE社との協力の下で遂行されたものである。
no abstracts in English
発表言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 103 |
号 |
: | |
ページ数 |
: | p.223 - 238 |
発行年月 |
: | 1987/00 |
キーワード |
: | BWR; LOCA; Large Break; Recirculation Line; ECCS; Integral Test; ROSA-III; FIST; Analysis; RELAP5 Code |
論文URL |
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論文解説 |
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Access |
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- Accesses |
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InCites™ |
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パーセンタイル：19.10 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
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