ROSA-III RUN 702実験の予測解析

PREDICTION OF ROSAIII EXPERIMENT RUN702

Koizumi, Yasuo; not registered; Soda, Kunihisa

沸騰水型原子炉(BWR)を縮尺模擬し、炉心燃料棒に電気ヒータを用いたROSAIIIによる実験の目的は、BWRの冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力学的挙動並びに緊急炉心冷却系(ECCS)の作動特性を調べ、原子炉安全性解析コードの検証並びに改良に寄与する情報を提供することである。RUN702実験は平均炉心出力、再循環系ポンプ吸込側配管両端破断を仮定し、ECCSを作動させない実験である。この実験に先立ち、解析コードRELAP4Jを用いて実験結果の予測計算を行なった。その結果、液位形成モデルの改良の必要性のあること、ダウンカマ液位とジェットポンプの駆動、吸込み、吐出各流量の流れの方向とが系の挙動を把握するのに重要な役割を果すと考えられること、従って計算結果と実験結果との比較を可能にするようにこれらの量について実験で計測を強化する必要があることが明らかになった。

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発表言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 7970
ページ数	:	76 Pages
発行年月	:	1978/11
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-7970.pdf:2.36MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-7970
研究データの公開先DOI	:	本成果にかかわる研究データのリンクです。
キーワード	:	BWR; LOCA; ROSAIII; RELAP4J; ECCS
使用施設	:
広報プレスリリース	:
論文解説 (JAEA R&D Navigator)	:
受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses

登録番号 : M007970
抄録集掲載番号 :

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