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橋本 和一郎; 早田 邦久; 関谷 秀郎*
Nuclear Technology, 87, p.1058 - 1066, 1989/12
TMI-2事故の初期事象(0~174分)について、THALES-PM1/TMIコードを用いた熱水力挙動解析を行った。本コードは原研で開発されたTHALES-PM1コードの熱伝達モデル及びポンプモデルをTMI-2事故解析のために改良したコードである。解析に際しては、OECD/NEA/CSNIが実施しているTMI-2標準問題データベースを用いて入力データを作成した。