ROSA-II experimental programming for PWR LOCA/ECCS integral tests

ROSA-IIによるPWR冷却材裏失事故に関する試験研究

安達 公道; 岡崎 元昭; 傍島 真*; 鈴木 光弘; 田坂 完二; 早田 邦久; 斯波 正誼

not registered; not registered; not registered; not registered; Tasaka, Kanji; Soda, Kunihisa; not registered

本報告書は、1974年から1977年にかけて日本原子力研究所において実施された、加圧水型原子炉の冷却材裏失事故および非常用炉心冷却材装置の効果に関する総合的試験ROSAーII計画の、主要な試験結果をまとめた最終報告書である。ROSA-II試験装置は、体積縮小比が約1/400、炉心発熱容量が約2.4MWで、容量比3:1の健全および破断ループをそなえ、ブローダウン開始から非常用炉心冷却装置作動後までの一連の熱水力過程を実験的に解明することができる。本試験装置を用いて、いろいろの一次系條件、破断條件および非常用炉心冷却装置作動條件に冷却材裏失事故模擬試験を行ない、一次系各部に時系列的に生ずる熱水力学的事象を追跡し、その物理的因果関係を明らかにした。また、得らた結果を総合して、より有効な非常用炉心冷却装置を提案し、その有効性を実験的に確認した。さらに一部のデータを用いてRELAP-3,4Jコードの予測性能の評価を行なった。

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