Core coolability of an ATR by heavy water moderator in situations beyond design basis accidents

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Mochizuki, Hiroyasu; Koike, Mitsutaka; not registered

軽水炉では冷却材喪失後に補給水が全く確保されないと、崩壊熱によって冷却材の蒸発が生じ、やがて燃料集合体が溶融するような事象になる。ATRで同一の事象を考えた場合、ATRは炉心に約70 $^{circ}$ Cの重水が存在するため、炉心は長期に冷却される可能性が高い。そこで、この事象を評価するために重要な物理現象である、輻射伝熱、圧力管のバルーニング条件、圧力管/カランドリア管接触時の伝熱、自然対流時のカランドリア管の限界熱流束に関する実験を実施した。この結果から得られた定数、相関式を計算コードに組み込み、冷却性を評価した。この結果、炉心は長期にわたって冷却される見通しが得られた。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Nuclear Engineering and Design
巻	:	144
号	:	2
ページ数	:	p.293 - 303
発行年月	:	1993/10
出版社名	:	Elsevier
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登録番号 : 09-1992-0157
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