ROSA-III System Description for Fuel Assembly, No.4

安濃田 良成; 田坂 完二; 熊丸 博滋; 斯波 正誼

JAERI-M 9363, 93 Pages, 1981/02

JAERI-M-9363.pdf:2.24MB

本資料は、沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故の模擬実験であるROSA-III計画の実験解析を行うさいに必要な基本的情報、即ちROSA-III装置の概要と計測についてまとめたものである。本編は第4次模擬燃料集合体を対象とした改訂版である。

LOFT計画の最近の成果

斯波 正誼; 竹下 功

日本原子力学会誌, 21(8), p.613 - 624, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.21.613

LOFT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。