設計条件外での原子炉隔離時冷却系の動作条件の実験･解析評価 2 - SAコードモデルの検討

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タイトル	設計条件外での原子炉隔離時冷却系の動作条件の実験･解析評価 2 - SAコードモデルの検討
翻訳タイトル	Evaluation of RCIC(Reactor Core Isolation Cooling system) operation condition under beyond design basis by experiment and analysis 2 - consideration of severe accident code model
著者	森田能弘((一財)エネルギー総合工学研究所)
著者	木野千晶((一財)エネルギー総合工学研究所)
著者	茶木雅夫((一財)エネルギー総合工学研究所)
会議開催日	2018-09-05
言語	jpn
ページ数	1p.
種別	proceedings
ファイル形式	PDF
分類	2-2-4 原子炉冷却システム
分類	2-2-11 バランスオブプラント
分類	6-1-4-1 事故影響解析のためのツール
上位階層分類（自動付与）	2-2 設計 6-1-4 環境保護と修復に関するR&D
内容	セッション：305-1 計算科学技術
情報源	外部ウェブページへ関連URL
会議名	日本原子力学会2018年秋の大会
関連するコンテンツ	Assessment of core status of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants 112 - final results of 3 weeks analysis using SAMPSON code (Unit-3) 東京電力(株)福島第一原子力発電所炉内状況把握の解析･評価 108 - 2号機の原子炉補機冷却水系に汚染がみられなかった原因の推定沸騰水型軽水炉過酷事故における炉心溶融物の挙動 1 - メタル系,酸化物系溶融物によるステンレス鋼製構造物の破壊シビアアクシデント時の燃料破損･溶融過程解析手法の高度化 4 - (その4)ジルカロイ酸化/水素化モデルの整備シビアアクシデント時の燃料破損･溶融過程解析手法の高度化 6 - (その6)BWR制御棒材とジルコニウムに対する酸素等の影響評価
URI	https://f-archive.jaea.go.jp/dspace/handle/faa/161417
WARP保存日	2018-10-31

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