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米国LOFT原子炉において実施された実験L3-6/L8-1の解析をRELAP4/MOD6/U4/J3コードを用いて行なった。解析の主たる目的はPWRの小口径破断・冷却材喪失事故に対するRELAP4/MOD6/U4/J3コードの解析能力を検証することである。1次冷却系統の圧力、温度、破断□からの放出流量、系内の冷却材分布、燃対棒温度挙動等についてコードによる計算結果と実験データとの比較を行ない、その結果、破断流量、一次系の圧力、温度及びホットレグの分離二相流以外の健全ループ内流動については両者は良い一致を示した。しかしながら主冷却水ポンプの二相流状態での挙動、蒸気発生器、破断ルーブ(停滞水)に関しては解析モデルの改良が必要なことが明らかになった。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAERI-M 82-076 |
ページ数 |
: | 40 Pages |
発行年月 |
: | 1982/07 |
| : | ||
論文URL |
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キーワード |
: | RELAP4/MOD6/U4/J3; LOFT; PWR; Best Estimate Analysis; Small Break; Themal-Hydraulic Analysis |
Access |
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- Accesses |
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