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報告書

Analysis of the SPERT III E-core Experiment Using the EUREKA-2 code

原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋

JAERI-M 86-136, 84 Pages, 1986/09

JAERI-M-86-136.pdf:1.65MB

核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を評価するため、低濃縮酸化ウランを使用したSPERT III-E炉心における反応度添加実験の解析を行なった。SPERT III-E炉心で行なわれた低温大気圧実験、高温実験及びホットスタンバイ出力実験の広範囲に及ぶ初期運転状態における暴走出力実験を解析した。解析の結果、EUREKA-2による計算結果と実験値は、最大暴走出力、暴走エネルギー、フィードバック反応度および被覆管表面のデータについて、実験誤差範囲内で良い一致を示した。

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