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与能本 泰介; 久木田 豊; 安濃田 良成
ANS Proc. on the 1993 National Heat Transfer Conf., p.393 - 400, 1993/00
小破断冷却材喪失事故時の加圧水型原子炉における重力注入型受動安全注入系の熱水力挙動を検討するために、ROSA-V/LSTF装置を用いて実験を行った。実験結果は安全注入タンク内に水位が生じる前にタンクと一次系の間で自然循環が生じ、初期状態で常温水が満たされていたタンク上部に高温水が蓄積する事を示した。これによりタンク内に水位が生成された後、水面付近に過熱水領域が生成された。過熱水領域の存在のためタンク内の低温水は凝縮減圧による影響を受けず連続的に一次系に注入された。タンク内の水温分布は一次元のラグラジアン座標を用いた簡単な解析により自然循環時を除いて良く再現する事ができた。