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| タイトル | 配管微少リーク仮定時の原子炉水位と格納容器の圧力･温度の解析について (2)MELCORコードによる格納容器の圧力･温度解析 (原子力安全基盤機構) | ||
| 翻訳タイトル | Analysis of reactor water level and containment vessel pressure and temperature under assuming small leakage of pipe connected with pressure vessel (Japan Nuclear Energy Safety Organization (JNES)) | ||
| 情報提供機関 | 原子力規制委員会 (旧 原子力安全・保安院) | ||
| 掲載日 | 2012-07-23 | ||
| 言語 | jpn | ||
| ページ数 | 13p. | ||
| 種別 | presentation | ||
| ファイル形式 | |||
| 分類 | 5-1-1-2 熱力学的な調査・モニタリング | ||
| 上位階層分類（自動付与） | 5-1-1 ゾーン診断 | ||
| 内容 | Session: Analysis of Accident Progression (2) | ||
| 内容記述 | 東京電力(株)福島第一原子力発電所事故に関する技術ワークショップ | ||
| 情報源 |  保存されたウェブページへ | ||
| 上位階層ページタイトル |  Technical workshop on the accident of TEPCO's Fukushima Daiichi Nuclear Power Station handouts | ||
| 関連するコンテンツ | |||
| 関連するサイト |
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| URI | https://f-archive.jaea.go.jp/dspace/handle/faa/190388 | ||
| WARP保存日 | 2012-08-01 |
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