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Data description for coordinated research project on benchmark analyses of sodium natural convection in the upper plenum of the Monju reactor vessel under supervisory of Technical Working Group on Fast Reactors, International Atomic Energy Agency

国際原子力機関高速炉作業部会傘下の共同研究; 「もんじゅ炉上部プレナム内ナトリウム自然循環ベンチマーク解析」のためのデータ解説書

吉川 信治; 南 正樹*

Yoshikawa, Shinji; Minami, Masaki*

「もんじゅ」において1995年に行われたプラントトリップ試験時に観測された、炉上部プレナム内のナトリウムの温度成層化の数値シミュレーションに必要な情報として、試験の概要,炉心上面から炉容器出口ノズルまでの炉上部プレナムの幾何形状,炉心上面のナトリウム流入境界条件をまとめた。

A series of information required for numerical simulation of sodium thermal stratification observed at the plant trip test of "Monju" conducted in 1995 is provided, which consists of the test outline, geometry data of the reactor vessel upper plenum between the reactor core top and reactor outlet nozzles, and flow inlet boundary conditions at the reactor core top surface.

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