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論文

BWR loss-of-coolant accident tests at ROSA-III with high temperature emergency core coolant injection

中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.169 - 179, 1988/02

沸騰水型原子炉(BWR)の冷却材喪失事故(LOCA)に於いて、緊急炉心冷却装置(ECCS)の炉心冷却性能に対する、注入冷却材(ECC)温度変化の効果を、ROSA-III総合実験装置を用いて実験的に調べた。その結果、ECCは、注入温度に依らず炉心に到達する前にほぼ飽和となり、ECCSの炉心冷却性能には直接影響を与えなかったものの、間接的には、圧力の変化に対する影響を通して熱水力挙動にいくつかの変化を与えた。それらは、ECCSの破断後注入開始時間や注入流量、炉心入口でのフラッディング等である。燃料被覆管最高温度は、大破断(200%)、小破断(5%)共にECC温度変化の影響を受けなかった。

報告書

軽水炉非常用炉心冷却系の性能評価に係る熱水力学的研究

傍島 真

JAERI-M 85-122, 126 Pages, 1985/08

JAERI-M-85-122.pdf:3.69MB

軽水炉の冷却材喪失事故に対する安全防護系の1つである非常用炉心冷却系の炉心冷即性能を評価するために、各種の大規模試験を実施して現象を調べ、また試験結果を用いて解析コードの予測性能を検討した。試験内容には、単一圧力容器からのブローダウン実験、PWR模擬体系における非常用炉心冷却試験、BWRのスプレー冷却試験、大規模な再冠水冷却試験や気液対向流の個別効果試験がある。これらを通じて種々の試験パラメータの影響度評価や熱流動現象の解明を行い、整理結果を解析コードに組込んで予測性能を改良した。また炉心上部流動現象に関するモデルを作成した。非常用炉心冷却系の有効性を多面的に明らかにする中から、現用方式より優れた冷却性能を有する方式をも考案し、それを実証した。

論文

Evaluation of decay heat in fusion experimental reactor

関 泰; 山田 光文*; 川崎 弘光*

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(10), p.727 - 734, 1984/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉(FER)のブランケットと遮蔽における崩壊熱を、最近開発した誘導放射能計算システムTHIDA-2を用いて計算した。炉停止後のいくつかの時間間隔後の崩壊熱を計算した。炉停止後のどの時間においてもFERのブランケットの崩壊熱の除去は核分裂炉よりは困難でないことがわかった。ブランケット中の崩壊熱の詳細な分布を求めるには崩壊熱に伴なって放出される$$gamma$$線の輸送を追う必要があることを示した。評価に使用した$$gamma$$線の発熱定数の妥当性も示した。

報告書

多目的高温ガス実験炉の非常用原子炉冷却設備; 第1次概念設計以降の検討

三竹 晋; 鈴木 勝男; 田村 和雄*; 江崎 正弘*; 宮本 喜晟

JAERI-M 83-015, 83 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-015.pdf:2.37MB

多目的高温ガス実験炉の非常用原子炉冷却設備として提案されているパネル冷却系について、その性能、設備設計等をとりまとめた。とくに、炉心内に生ずる自然循環流の影響、パネル冷却系の起動時の特性について検討し、また、本冷却系による事故の収束・処理の考え方を明らかにした。これらの検討により、パネル冷却系を本実験炉の非常用原子炉冷却系として使用できることが示された。

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