高田 英治 TAKADA EIJI

ID:9000392072669

原研 JAERI (2004年 CiNii収録論文より)

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  • Safety Demonstration Test using HTTR:Test Result of Coolant Flow Reduction Test from Reactor Power at 60%

    SAKABA NARIAKI , NAKAGAWA SHIGEAKI , TAKAMATSU KUNIYOSHI , TOCHIO DAISUKE , TAKADA EIJI , FURUSAWA TAKAYUKI , TACHIBANA YUKIO

    高温ガス炉固有の安全性の定量的実証を目的として、HTTRを用いた安全性実証試験が行われている。安全性実証試験では、反応度投入事象と冷却材流量低下事象を模擬している。ここでは、原子炉出力60%からの、冷却材流量低下事象を模擬した循環機回転数低下試験及び循環機停止試験(全3台中1台及び2台の停止)について述べる。

    Proceedings of Annual / Fall Meetings of Atomic Energy Society of Japan 2004f(0), 194-194, 2004

    J-STAGE 

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