福島第一原子力発電所の炉心損傷事故進展解析及び損傷炉心の再臨界評価

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書誌事項

タイトル別名
  • Core Disruptive Accident Analysis and Core Debris Recriticality Evaluations for Fukushima-Daiich Nuclear Power Station
  • (II) Core Debris Recriticality Evaluations
  • （II）損傷炉心の再臨界評価

説明

福島第一原子力発電所では、冷温停止状態に向け損傷炉心の冷却が進められている。JNES は、冷温移行時の臨界防止に係る対策（ほう酸の投入時期と必要なボロン濃度）を明らかにする目的で、同発電所の1号炉から3号炉の炉心溶融損傷挙動を、（財）エネルギー総合工学研究所が所有するシビアアクシデント解析コードIMPACT/SAMPSON及びモンテカルロ法核計算コードMVPにより評価した。本報告は、事故進展解析の結果に基づいて1号炉損傷炉心の再臨界評価を行った結果を報告する。

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キーワード

詳細情報 詳細情報について

  • CRID
    1390282680700735232
  • NII論文ID
    130004569048
  • DOI
    10.11561/aesj.2013s.0.344.0
  • 本文言語コード
    ja
  • データソース種別
    • JaLC
    • CiNii Articles
  • 抄録ライセンスフラグ
    使用不可

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