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久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.259 - 265, 1996/03
被引用回数：29 パーセンタイル：89.77(Nuclear Science & Technology)原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置(LSTF)を用いてウエスチング社が開発したAP600型炉の過渡現象に関する確証総合実験を共同で行っている。本装置はもともと在来型の4ループ加圧水型原子炉を模擬しているが、AP600特有の機器を付加する改造を行った。改造後のLSTFはAP600を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。94年8月までに、本装置を用いて、コールドレグ破断、均厚配管破断、自動減圧系誤差開放を起因事象とする冷却材喪失事故に関する5回の実験を行った。実験結果は、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600受動安全系の良好な性能を示している。
久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; 安濃田 良成; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*
NUREG/CP-0140 (Vol. 2), 0, p.203 - 216, 1995/00
原研と米国原子力規制委員会は、ROSA-V計画大型非定常装置LSTFを用いてウエスチング社のAP600炉の過渡現象に関する高圧での確証総合実験を共同で行っている。もともと従来型の加圧水型原子炉を模擬する本装置にAP600特有の機器を付加する改造を行った。改造されたLSTFはAP600炉を圧力、高さについては1/1で、体積については1/30.5で模擬している。これまで、本装置を用いて、コールドレグ、圧力均圧配管、圧力容器直接注入配管の破断に関する7回の冷却材喪失事故実験を行った。実験結果は、概ね、炉心冷却と崩壊熱除去に関するAP600の良好な性能を示している。
安濃田 良成; 久木田 豊; 与能本 泰介; 浅香 英明; 中村 秀夫; 熊丸 博滋; T.J.Boucher*; M.G.Ortiz*; R.A.Shaw*; R.R.Schultz*
日本機械学会第72期通常総会講演会講演論文集,III, 0, p.413 - 414, 1995/00
原研は、米国NRCとの協定に基づき、受動安全機能を高めた次世代のPWRであるウェステングハウス社のAP600炉の工学的安全性に関する総合実験を、ROSA-V計画LSTF装置にAP600炉特有の機器を付加して実施している。これまでに、コールドレグ、均圧ライン、DVIラインの小破断LOCA及び全交流電源喪失や蒸気発生器伝熱管破断を原因とする異常な過渡変化に関する実験を合計10回実施した。これら全ての実験において、AP600炉の受動安全機器がほぼ想定どおり作動し、十分な炉心冷却が維持された。また、1次系圧力は大気圧付近まで自動的に減圧され、最終的にIRWSTから重力のみによる連続的な注水が行われた。その他、蓄圧注水系から1次系内に流入した窒素の影響や、直接接触凝縮による圧力変動が観察されたが、これらは系全体の挙動に大きな影響を与えるものではなかった。
