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: F18
会議情報
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14)
分子動力学法による溶融UO2、Zrの輸送係数の算出
*片平 昌宏長坂 雄次深沢 正憲
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抄録
シビアアクシデント発生時に、炉心溶融物を圧力容器内に保持するIVR-AMにおいて、コリウムの混合状態における物性値を評価することを最終目的として、分子動力学シミュレーションを用いてコリウムの各成分である溶融状態におけるUO2とZrの熱物性値を算出した。
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© 2003 一般社団法人 日本原子力学会
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