VESTA試験施設でのコリウム溶融物の研究【Powered by NICT】

Kim Hwan Yeol; An Sang Mo; Jung Jaehoon; Ha Kwang Soon; Song Jin Ho

文献

J-GLOBAL ID：201702250563549503 整理番号：17A1717167

VESTA試験施設でのコリウム溶融物の研究【Powered by NICT】

Corium melt researches at VESTA test facility

出版者サイト複写サービスで全文入手
高度な検索・分析はJDreamⅢで {{ this.onShowJLink("http://jdream3.com/lp/jglobal/index.html?docNo=17A1717167&from=J-GLOBAL&jstjournalNo=A0688B") }}

著者 (5件)： , , , ,
資料名：
巻： 49 号： 7 ページ： 1547-1554 発行年： 2017年
JST資料番号： A0688B ISSN： 1738-5733 CODEN： WJHKAW 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)

VESTA(容器外コリウムSTAbilizationの検証)とVESTAS(小型)試験施設は,2010年に韓国原子力エネルギー研究所に建設された種々のコリウム溶融体実験を行った。それ以来,EU A PR1400用の容器外炉心キャッチャ設計の検証のために行ったいくつかの試験。犠牲材料に衝突するZrO_2溶融体ジェットのアブレーション試験では,アブレーション特性を調べた。65 70kgのZrO_2融液は,よく設計されたノズル,その後アブレーション深さを測定したによる犠牲材料上に退院した。金属融液と犠牲材料間の相互作用試験を犠牲材料の相互作用動力学を調べるために実施した。二種類の融液を用いた:一つはFeの46%,31%,16%,およびCrが7%(最大可能含量C 40のUとZrの)を持つ金属コリウム溶融体であり,もう一つはステンレス鋼(SUS304)融液である。1.5 2.0kgの金属溶融物は犠牲材料に導入し,アブレーション深さを測定した。原子炉下部槽で61炉内計装貫通ノズルと拡張管を備えたA PR1400を行った浸透管破壊試験。試験片を設置するZrO_2融液が融解るつぼで発生し,相互作用るつぼに送達された。管放出機構を評価するために,反応器底部ヘッドと炉内計装浸透の温度分布は,試験片に沿って埋め込んだ熱電対によって測定した。さらに,福島第一原子力発電所のための低い血管障害試験を行っている。第一段階として,プラントの溶融炉心の配置は融解及び凝固実験により調べた。重量の点でその組成はUO_260%,Zrの10%,ZrO_215%,SUS30414%,B_4C1%であり,混合物の約5kgを,誘導加熱法を用いた冷間るつぼ中で融解した。Copyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

, , , , , , , , , , ,
, , , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (5件)： , , , ,

放射性廃棄物 , 人体の汚染及び防止 , 環境の汚染及び防止

, , , ,

前のページに戻る