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タイトル
空冷時における燃料デブリ熱挙動推定技術の開発 6 - 原子炉格納容器内熱挙動解析における有効熱伝導率モデルの影響
翻訳タイトル
Development of numerical simulation method to evaluate heat transfer of fuel debris in air cooling 6 - effect of effective thermal conductivity model in analysis of thermal behavior in PCV
著者
上澤 伸一郎(日本原子力研究開発機構)
著者
小野 綾子(日本原子力研究開発機構)
著者
山下 晋(日本原子力研究開発機構)
著者
吉田 啓之(日本原子力研究開発機構)
会議開催日
2024-03-27
言語
jpn
ページ数
p.2K14
種別
proceedings
ファイル形式
PDF
分類
5-5-2 破損燃料廃止措置プログラム
分類
5-1-2-2 実験および/または数値解析, シミュレーション
分類
2-2-5 格納システム
上位階層分類(自動付与)
5-5 廃止措置
5-1-2 燃料状態診断
2-2 設計
内容
伝熱・流動(エネルギー変換・輸送・貯蔵を含む)
情報源
文献複写申込へ
関連URL
会議名
日本原子力学会2024年春の年会
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URI
https://f-archive.jaea.go.jp/dspace/handle/faa/295208
WARP保存日
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