TRAC-PF1コードによるICE事象解析

Numerical analysis on ingress-of-coolant events in fusion reactors with TRAC-PF1 code

Ose, Yasuo*; Takase, Kazuyuki; Akimoto, Hajime

核融合実験炉における熱流動に関連する異常事象としては、真空容器内冷却材侵入事象(ICE: Ingress-of-Coolant Event)と真空境界破断事象(LOVA: Loss-of-Vacuum Event)が考えられる。これらICE及びLOVA事象下における熱流動特性を定量的に評価するためにICE/LOVA統合試験装置が計画されている。本研究は、ICE/LOVA統合試験装置の建設前に、ICE事象下における伝熱流動特性を軽水炉の熱流動安全性評価解析のために開発されたTRAC-PF1コードを使って数値予測した。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-Research 99-075
ページ数	:	p.95 - 0
発行年月	:	2000/01
特許データ	:
PDF	:	JAERI-Research-99-075.pdf:4.62MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-research-99-075
キーワード	:	熱流動; 核融合炉; 事故解析; TRAC-PF1コード; ICE/LOVA統合試験装置; 圧力抑制タンク; 数値予測
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Access	:	- Accesses
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登録番号 : S19990075
抄録集掲載番号 : 280073

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