日本原子力研究開発機構
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OECD/NEA ROSAプロジェクト等で実施したPWR事故時のアクシデントマネジメント策の有効性を調べるROSA/LSTF実験において、原子炉頂部破断を模擬した場合の炉心過熱条件下で、制御棒クラスタ案内管に集中流入する高温の蒸気流と、炉心外周部等の非加熱構造材による低温の蒸気流によると考えられる炉心温度分布が検出された。この3次元蒸気流れと、炉心出口での過熱温度検出への影響について報告する。
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