日本原子力学会 年会・大会予稿集
2003年秋の大会
セッションID: F12
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将来型軽水炉安全技術開発
将来型軽水炉安全技術開発(IVR-AM)(その8)
-システム試験の解析プログラムの開発-
*川部 隆平長坂 秀雄加藤 正美三浦 聡志深沢 正憲丸山 結小島 良洋
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抄録
将来型軽水炉のシビアアクシデント対応安全技術開発の一環として実施するシステム試験を解析するための数値計算プログラムPAMIRを開発した。崩壊熱を模擬するための直接通電発熱と溶融コリウム内の自然循環及びコリウムの凝固・溶融を扱う。また、PAMIRを用いてシステム試験予備解析を行った。電極容器中心軸側に面した部分に接するコリウム中の電流密度が高くなり、この部分で上昇流となる自然循環が生じる。
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© 2003 一般社団法人 日本原子力学会
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