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アイテム
BA原型炉における放射性物質閉じ込め 障壁としての真空容器の健全性
https://repo.qst.go.jp/records/65976
https://repo.qst.go.jp/records/6597693b94787-53b1-4e42-9207-125473670e22
| 名前 / ファイル | ライセンス | アクション |
|---|---|---|
プレゼン_20160907_原子力学会_v1.0.pdf (1.6 MB)
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| Item type | 会議発表用資料 / Presentation(1) | |||||
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| 公開日 | 2016-09-28 | |||||
| タイトル | ||||||
| タイトル | BA原型炉における放射性物質閉じ込め 障壁としての真空容器の健全性 | |||||
| 言語 | ||||||
| 言語 | jpn | |||||
| 資源タイプ | ||||||
| 資源タイプ識別子 | http://purl.org/coar/resource_type/c_c94f | |||||
| 資源タイプ | conference object | |||||
| 著者 |
中村, 誠
× 中村, 誠× 染谷, 洋二× 渡邊, 和仁× 飛田, 健次× 中村 誠× 染谷 洋二× 渡邊 和仁× 飛田 健次 |
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| 抄録 | ||||||
| 内容記述タイプ | Abstract | |||||
| 内容記述 | 真空容器内冷却水侵入事象および炉内機器崩壊熱除熱喪失事象に対する真空容器の熱水力応答を解析し、事故時におけるその健全性を評価した。真空容器内冷却水侵入事象について、ITER予備安全評価と同等の冷却管破断条件において、圧力緩衝タンクに接続する圧力逃がしラインの断面積を2倍にすれば、真空容器内圧最大値は設計値以内に抑制できる見通しを示した。炉内機器崩壊熱除熱喪失事象について、自然循環方式真空容器冷却系が動作することで、崩壊熱伝熱による真空容器シェルの異常な温度上昇を回避できる見通しを得た。 | |||||
| 会議概要（会議名, 開催地, 会期, 主催者等） | ||||||
| 内容記述タイプ | Other | |||||
| 内容記述 | 日本原子力学会・2016年秋の大会 | |||||
| 発表年月日 | ||||||
| 日付 | 2016-09-07 | |||||
| 日付タイプ | Issued | |||||
