PWR小破断LOCA及び過渡変化に関するROSA-IV/LSTF実験のためのスクラム後模擬炉心出力減衰曲線

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: PWR小破断LOCA及び過渡変化に関するROSA-IV/LSTF実験のためのスクラム後模擬炉心出力減衰曲線
• 著者・編者: 熊丸 博滋; 田坂 完二
• 著者標目: 熊丸 博滋; 田坂 完二
• 出版年月日等: 1990-08
• 出版年（W3CDTF）: 1990-08
• 並列タイトル等: Recalculation of simulated post-scram core power decay curve for use in ROSA-IV/LSTF experiments on PWR small-break LOCA and transients
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 90-142
• 本文の言語コード: eng
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: LSTF(大型非定常試験装置)実験のための新出力曲線を、特に遅発中性子による核分裂の出力の評価及びPWR(加圧水型原子炉)燃料棒の蓄積熱の考慮という2点において、最適評価ベースで計算した。LSTFヒータロッド中の外側絶縁材の熱伝導率の値に不確かさがあるため、LSTFヒータロッドの蓄積熱は無視し、最終的には、PWR燃料棒よりの熱伝達量が新出力曲線として採用された。新出力曲線をLSTF炉心出力曲線として用いた場合、LSTFヒータロッドよりの熱伝達量は、PWR燃料棒よりの熱伝達量と比較して、少し保守的な値を与える。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-90-142.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-90-142.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: LSTF(大型非定常試験装置)実験のための新出力曲線を、特に遅発中性子による核分裂の出力の評価及びPWR(加圧水型原子炉)燃料棒の蓄積熱の考慮という2点において、最適評価ベースで計算した。LSTFヒータロッド中の外側絶縁材の熱伝導率の値に不確かさがあるため、LSTFヒータロッドの蓄積熱は無視し、最終...