Verification of in-core thermal and hydraulic analysis code FLOWNET/TRUMP for the High Temperature Engineering Test Reactor(HTTR) at JAERI

HTTR用熱流動解析コードFLOWNET/TRUMPの検証

Maruyama, So; Sudo, Yukio; Saito, Shinzo; Kiso, Yoshihiro*; not registered

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料体応力解析用熱的境界条件の決定、流路閉塞事故時の温度解析等に使用する熱流動解析コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について発表するものである。検証は、HENDEL T $_{1-M}$ による試験結果を用いて行い、FLOWNET/TRUMPの妥当性が確認された。

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使用言語	:	English
掲載資料名	:	Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1
巻	:
号	:
ページ数	:	p.227 - 232
発行年月	:	1989/12
発表会議名	:	4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics
開催年月	:	1989/10
開催都市	:	West Germany
開催国	:
キーワード	:	HTTR; FLOWNET; TRUMP; Thermal Hydraulics; Code Verification; Channel Blockage

特許データ	:
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登録番号 : B19890204
抄録集掲載番号 :
論文投稿番号 : 9525

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