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原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋
JAERI-M 86-136, 84 Pages, 1986/09
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。
村主 進; 石川 迪夫
原子力工業, 20(9), p.51 - 56, 1974/09
即発臨界以上になると暴走出力を発生するが、暴走出力の上昇速度およびこのとき作用する自己抑制効果について説明した。また反応度事故解析について、断熱点状動特性解析モデル、核熱水力結合動特性モデル2ついて述べ、これらの解析結果と実験値との比較検討を行なった。また破壊力解析モデルについても述べた。