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与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 92, p.195 - 205, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：20.71(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置は、LOCA/ECCS総合実験のための電気加熱炉心を有するBWRの1/424の装置である。本装置を用いてHPCSの単一故障を伴う破断面積200%,50%及び15%の再循環ポンプ入口側配管破断実験を6実験おこなった。破断口として薄刃オリフィス又は、のど部の長いノズルを用いた。実験において、破断口形状の違いによる破断流量の差は、破断口上流がサブクール状態である場合にのみ表われること及びオリフィスを通る流量がノズルを通る流量より大きいことが示された。又破断口形状の差は、他の系挙動,特に被覆管最高温度に対して、ほとんど影響しなかった。RELAP4/MOD6/U4/J3コードを用いて解析することにより、15%破断実験結果のBWRへの適用性が確認された。実験結果は、コードによりよく計算され、同じ挙動がBWR解析においても計算された。
熊丸 博滋; 小泉 安郎; 田坂 完二
Nucl.Eng.Des., 86, p.219 - 239, 1985/00
被引用回数：2 パーセンタイル：37.44(Nuclear Science & Technology)ROSA-III装置は、LOCA/ECCS総合実験のための電気加熱炉心を有するBWRの1/424の装置である。HPCS故障の再循環ポンプ吸込側5%破断実験が行われた。チャンネルボックス壁に面する周辺の燃料棒は、LPCS作動以前に、CCFL Break-Down により上部プレナムから落下する水により炉心上部で一時的にリウェットしやすく、他の中心の燃料棒は、LPCI作動後 Bottom-Up クエンチのみによってクエンチする傾向が見られた。従って、高出力燃料棒は周辺に位置しているが、このLPCS作動以前のCCFL Break-Down による一時的なリウェットによりPCT(最高被覆管温度)はおさえられる傾向が見られた。また、ROSA-III 5%破断実験と対応するBWR LOCAがRELAP5/MOD1(Cycle018)コードにより解析された。ROSA-III小破断実験とBWR小破断LOCAの相似性が解析結果の比較により確認された。
斯波 正誼; 竹下 功
日本原子力学会誌, 21(8), p.613 - 624, 1979/00
被引用回数：0LOFT計画は、熱出力55MWの小型のPWRを使用し、1次冷却系配管破断によるLOCAならびにECCSによる冷却水の注入を模擬した実験を行ない、その際の1次冷却系ならびに炉心の応答を測定する実験研究である。このような実験を行なう目的は、LOCA/ECC安全評価用計算コードの妥当性の実証,現行のECCSの設計の妥当性の確認,ならびにLOCA/ECC現象をより精緻に記述する計算コードの開発である。LOFT計画に使用するPWR(LOFT炉)は、1975年に完成し、現在までに合計8回の実験を実施した。これらの実験から、コールドレグの両端破断に対し、現行のコールドレグへ冷却水を注入するECCSの設計は妥当であり、炉心は有効に冷却されることが示された。
