ROSA-IIIにおける高圧炉心スプレイ系不作動を仮定したBWR再循環系配管1%破断LOCA実験Run917、918; 小破断LOCAに及ぼす自動減圧系遅延の影響

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: ROSA-IIIにおける高圧炉心スプレイ系不作動を仮定したBWR再循環系配管1%破断LOCA実験Run917、918; 小破断LOCAに及ぼす自動減圧系遅延の影響
• 著者・編者: 鈴木 光弘; 岡崎 元昭; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
• 著者標目: 鈴木 光弘; 岡崎 元昭; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 小泉 安郎; 田坂 完二
• 出版年月日等: 1988-07
• 出版年（W3CDTF）: 1988-07
• 並列タイトル等: BWR 1% main recirculation line break LOCA tests, Runs 917 and 918, without HPCS at ROSA-III program; Effects of ADS delay in small break LOCA
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 88-141
• 本文の言語コード: eng
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 沸騰水型原子炉の小破断冷却材喪失事故の場合には、原子炉のクールダウンに高圧炉心スプレイ系や自動減圧系(ADS)が用いられる設計になっている。高圧炉心スプレイ系の不作動を仮定する場合には、ADS作動のタイミングが原子炉炉心冷却上重要な意味を持つ。本報は、ROSA-III試験装置を用いて実施した沸騰水型原子炉の1\%小破断模擬実験(Run917,918)を分析することにより、高圧炉心スプレイ系不作動時にADS作動遅延が事故事象及び燃料棒表面温度に及ぼす影響を実験的に明らかにしたものである。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-88-141.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-88-141.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: 沸騰水型原子炉の小破断冷却材喪失事故の場合には、原子炉のクールダウンに高圧炉心スプレイ系や自動減圧系(ADS)が用いられる設計になっている。高圧炉心スプレイ系の不作動を仮定する場合には、ADS作動のタイミングが原子炉炉心冷却上重要な意味を持つ。本報は、ROSA-III試験装置を用いて実施した沸騰水型...