EUREKA-ATRコードの検証 :SPERT-III・E炉心実験の解析

• Material Type: 文書・図像類
• Title: EUREKA-ATRコードの検証 :SPERT-III・E炉心実験の解析
• Author/Editor: 小坂 一郎; 川太 徳夫; 若林 利男
• Author Heading: 小坂 一郎; 川太 徳夫; 若林 利男
• Publication Date: 1988-06
• Publication Date (W3CDTF): 1988-06
• Alternative Title: Verification of the EUREKA-ATR Code Analysis of the SPERT-III E-core experiment
• Periodical title: PNC TN9410 88-057
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): (目的)核熱水力結合3次元動特性解析コードEUREKA-ATRの解析の妥当性を評価する。(方法)低濃縮酸化ウラン燃料を使用したSPERT-3・E炉心における反応度添加実験(米国アイダホ州で1965$\sim$68年に実施)の解析を行う。(結果)SPERT-3・E炉心で行われた低温大気圧実験・高温実験・高温出力実験の広範囲に及ぶ初期運転状態における暴走出力実験を解析した。解析の結果、EJREKA-ATRによる計算結果と実験値は、暴走最大出力・暴走エネルギー・フィードバック反応度及び被覆管表面温度データについておおむね実験誤差範囲内で一致した。(結論)SPERT-3実験解析によってEUREKA-ATRコードの妥当性が確認された。これによって本解析コードを様々な解釈に使用していける。; EUREKA-ATR, a coupled nuclear thermal hydrodynamic multi-dimensional kinetic code, was adapted for the testing of models and methods. Code evaluations were made with the reactivity insertion experiments of the SPERT-III$\cdot$E-core, a slightly enriched oxide core. The code was tested for non-damaging power excursions including a wide range of initial operating conditions, such as cold-startup, hot-startup and operating-power initial conditions. Comparisons resulted in a good agreement between calculated and experimental power, energy, reactivity and clad surface temperature.
• Source: /PNC-TN9410-88-057.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-88-057.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: (目的)核熱水力結合3次元動特性解析コードEUREKA-ATRの解析の妥当性を評価する。(方法)低濃縮酸化ウラン燃料を使用したSPERT-3・E炉心における反応度添加実験(米国アイダホ州で1965$\sim$68年に実施)の解析を行う。(結果)SPERT-3・E炉心で行われた低温大気圧実験・高温実験...