16. 圧力容器からの飽和水のブローダウン過程解析プログラム(船舶技術研究所で開発された電子計算機プログラムの概要-第4集-)
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概要
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軽水冷却型原子炉の設計基準事故として,冷却水喪失事故がある。これは,原子炉の一次系の配管破断に伴って,高温高圧の飽和水と蒸気の混合物が格納容器中へ流出する(ブローダウン)事故であって,圧力容器を含む一次系内の流体の過渡的挙動を解明することが,事故解析上の重要な問題の1つである。本プログラムは,一体型炉ブローダウン実験装置による,圧力容器からのブローダウンの実験の解析用に開発されたものであるが,圧力容器からのブローダウン時の流体の挙動に関しては一般的に解析できるものである。本プログラムによりブローダウン中の圧力容器内の圧力,温度,ボイド率などを時間を追って求めることができる。
- 独立行政法人 海上技術安全研究所の論文
- 1976-01-20
著者
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