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刑部 真弘; Christian Chauliac*; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 川路 正裕; 田坂 完二
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(2), p.103 - 110, 1987/02
被引用回数:9 パーセンタイル:66.68(Nuclear Science & Technology)ROSA-IV計画の大型非定常装置を使って、10,5および2.5%コールドレグ破断冷却材喪失事故実験を行った。5%破断実験の初期において、炉心水位は炉心下端近くまで押し下げられ、炉心ドライアウトが生じた。10および2.5%破断実験においては、炉心ドライアウトは生じなかったが、やはり炉心水位の押し下げは起った。また、炉心水位は、ループシールクリアリングの直後回復した。これらの炉心水位の押し下げは、ループシール部の液形成と蒸気発生器Uチューブ上昇側の液ホールドアップとによるマノメータ効果による。Uチューブ上昇側の液ホールドアップは、Uチューブ頂部の相分離により示される二相循環停止後に観測され、対向流制限機構(CCFL)と蒸気の凝縮が主な原因であると考えられる。また、10,5および2.5%破断実験では、二相流循環の停止は一次系残存水量が約40~60%で起こり、ループシールクリアリングは約30%で起こることがわかった。