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J-GLOBAL ID：201802224396363324   整理番号：18A1395132

RELAP5コードによるROSA/LSTF試験の不確実性解析とPWRホットレグ破断位置に関するPKL対応試験【JST・京大機械翻訳】

Uncertainty analysis of ROSA/LSTF test by RELAP5 code and PKL counterpart test concerning PWR hot leg break LOCAs

著者 (3件)： Takeda Takeshi (Nuclear Regulation Authority, Roppongi, Minato-ku, Tokyo 106-8450, Japan) ,  Takeda Takeshi (Japan Atomic Energy Agency, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken 319-1195, Japan) ,  Ohtsu Iwao (Japan Atomic Energy Agency, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken 319-1195, Japan)
資料名： Nuclear Engineering and Technology  (Nuclear Engineering and Technology)
巻： 50  号： 6  ページ： 829-841  発行年： 2018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)

抄録/ポイント： 加圧水型原子炉(PWR)における17%の熱間脚中間破壊冷却材事故を模擬した大規模試験施設(LSTF)を用いて,OECD/NEA ROSA-2プロジェクトに対して実験を行った。LSTF試験において,コアは,ループシール除去前に交差脚下降流側における液体レベル低下と同時に開始し,上部プレナムにおいて上部コアプレート上に水が残った。RELAP5/MOD3.3コードによる不確実性解析の結果は,明確な不確実範囲内のピーク被覆温度に及ぼす多重不確実パラメータの組合せの影響を明らかにした。スケールダウン施設で観測された熱水力現象を外挿するためのスケーリング問題を研究するために,以前のLSTF試験に対する対応物として,Primareislaufe Versuchsanlage(PKL)を用いて,DECD/NEA PKL-3プロジェクトに対して実験を行った。LSTF試験は,事故管理対策と窒素ガス流入量として,蒸気発生器二次側減圧によるPWR1%の熱間脚小破断冷却材事故を模擬した。LSTFとPKL試験結果の間には,一次圧力,コア崩壊液体レベル,および被覆表面温度に対するいくつかの不一致が現れた。これは,LSTFとPKLの間の差異が,形状,および体積サイズに及ぼす影響によるものと思われる。Copyright 2018 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： PWR型原子炉 ,  被覆 ,  *不確実性 ,  減圧 ,  蒸気ボイラ ,  *破断 ,  試験装置 ,  表面温度 ,  外挿法 ,  多重化
準シソーラス用語： プレナム ,  下降流 ,  冷却材 ,  *ホットレグ ,  *RELAP , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (6件)： 偽造試験 ,  大規模試験設備 ,  冷却材喪失事故 ,  加圧水型原子炉 ,  Primarkreislaufe Versuchanlage ,  RELAP5コード

分類 (1件)： 放射性廃棄物  (MB05000Y)

タイトルに関連する用語 (7件)： RELAP5 ,  Rosa ,  試験 ,  不確実性解析 ,  PWR ,  ホットレグ ,  破断