文献

J-GLOBAL ID：201402279583617023   整理番号：14A0961848

REX-10原子炉の縮小IET施設でのSBLOCAとLOFW実験

SBLOCA AND LOFW EXPERIMENTS IN A SCALED-DOWN IET FACILITY OF REX-10 REACTOR

著者 (3件)： LEE Yeon-Gun (Jeju National Univ., Jeju, KOR) ,  PARK Il-Woong (Seoul National Univ., Seoul, KOR) ,  PARK Goon-Cherl (Seoul National Univ., Seoul, KOR)
資料名： Nuclear Engineering and Technology (Web)  (Nuclear Engineering and Technology (Web))
巻： 45  号： 3  ページ： 45-3,347 (WEB ONLY)  発行年： 2013年06月 
JST資料番号： U7004A  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 韓国 (KOR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 本論文は,REX-10の縮小した統合試験施設における小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)と給水喪失事故(LOFW)の実験的研究を提示している。REX-10は冷材材流動が自然循環で駆動され,RCSが水蒸気-ガス加圧器により加圧されている,小型一体化タイプPWRである。REX-10の仮想事故は,水蒸気-ガス加圧器に連結した窒素注入ラインの破断により開始されるシステム減圧と,制御システムの故障による正常な給水の完全喪失を含む。SBLOCAとLOFWに関する一体的効果試験が,出力1/50の全高全圧施設,REX-10試験施設(RTF)で実施された。SBLOCA実験は,加圧器容器外に流路を開くことにより開始され,LOFW実験は,螺旋コイル蒸気発生器への給水の終了により開始された。実験結果は,RTFがこれらのDBAs中,シミュレートされたPRHRS流動により,十分な冷却能力を確保できることを,明らかにしている。とりわけ,蒸気加圧器よりも蒸気-ガス加圧器を使うとき,RTFはLOFW試験中,速い加圧を示している。この実証研究は,REX-10のための熱流力解析コードを確証するためにユニークなデータを提供できる。(翻訳著者抄録)

シソーラス用語： *冷却材喪失 ,  *PWR型原子炉 ,  *原子炉冷却系 ,  *給水 ,  *原子炉事故 ,  原子炉冷却材 ,  自然循環 ,  *減圧 ,  加圧
準シソーラス用語： *LOCA ,  *加圧器 ,  *原子炉蒸気発生器 ,  *仮想事故

分類 (1件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H)

タイトルに関連する用語 (4件)： 原子炉 ,  縮小 ,  施設 ,  実験