700MWeインド加圧重水型原子炉の格納容器スプレーシステム試験施設におけるよう素除去と格納容器減圧の実験的研究【Powered by NICT】

Jain Manish; Kandar T.K.; Vhora S.F.; Mohan Nalini; Iyer K.N.; Prabhu S.V.

文献

J-GLOBAL ID：201702237371994955 整理番号：17A1171919

700MWeインド加圧重水型原子炉の格納容器スプレーシステム試験施設におけるよう素除去と格納容器減圧の実験的研究【Powered by NICT】

Experimental investigation of iodine removal and containment depressurization in containment spray system test facility of 700MWe Indian pressurized heavy water reactors

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資料名：
巻： 316 ページ： 46-62 発行年： 2017年
JST資料番号： E0189B ISSN： 0029-5493 資料種別：逐次刊行物 (A)
記事区分：原著論文発行国：オランダ (NLD) 言語：英語 (EN)

新しい700MWeインド加圧重水型原子炉における付加的な安全対策として,格納容器スプレーシステムと呼ばれるようなシステムの最初のを紹介した。システムは設計基準事故後条件を満たす/軽減するように設計されている,冷却材事故と主蒸気ラインの損失は破断する。冷却材喪失事故後の条件の安全解析への寄与として,実験は,システムの性能を確立するために実施した。冷却材喪失は飽和蒸気とよう素蒸気を注入する空気は,大気と室温で囲まれている格納容器にシミュレートし,次に蒸気-空気混合物を水の噴霧により冷却される。スケールダウン施設における格納容器圧力とよう素洗浄に及ぼす水噴霧の影響は,インドの加圧重水型原子炉の原子炉格納容器スプレー系について調べた。実験は,それぞれ直径2.0m,高さ3.5mのスケールダウン容器で行った。実験は噴霧媒体として室温の水で行った。二つの異なる初期容器圧力0.7barと1.0barが研究のために選ばれ,インドの加圧重水型原子炉における冷却材事故と主蒸気ライン破断圧力の損失に近づいている。これらの圧力は設計基準事故後の原子炉格納容器内得られた圧力に基づいて選択した。容器中の蒸気の過渡温度と圧力分布を減圧時に測定した。系の圧力と温度履歴を高温圧力送信機とK型熱電対を用いて測定した。よう素洗浄は容器からの周期的サンプリングにより測定した。Sauter平均直径(SMD)の影響を,種々の容器圧力で容器の減圧速度で研究した。格納容器スプレイシステム構成を最適化し,インドの加圧重水型原子炉に関する現象を確立するために行った。全ての実験において,噴霧流速は一定に保たれるが,SMDは異なる噴霧ノズルを用いて変化させた。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

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水冷却炉の安全性

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