P25-04 改良型加圧水型軽水炉炉内流動解析コード改良試験流動試験結果と IMPACT コードによる解析結果との比較
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概要
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The improvement of the three-dimensional fluid analysis module of the IMPACT code was done to confirm the safety of the Advanced Pressurized Water Reactor. First, two examinations, the examination of the cooling ability of the neutron reflector, the examination of the induced vibration by dynamic pressure fluctuation, were given by using the test device of the 1/5 scale, and a module was improved based on those test data. A result of a calculation by the improved module was compared with test data, and the performance of the improvement module was verified. The outline of the improved code and a result of verification in two examinations are reported. The work was sponsored by the Ministry of Economy, Trade and Industry, Japan.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2002-06-14
著者
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森井 正
(財)原子力発電技術機構
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名倉 三郎
原子力発電技術機構
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森井 正
Nuclear Power Engineering Corporation
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中台 佳徳
Nuclear Power Engineering Corporation
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高橋 浩道
Nuclear Power Engineering Corporation
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名倉 三郎
Nuclear Power Engineering Corporation
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森井 正
原子力発電技術機構
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