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Thermal-hydraulic analysis of the Three Mile Island Unit 2 Reactor accident with THALES code

THALESコードによるTMI-2事故熱水力挙動解析

橋本 和一郎; 早田 邦久

Hashimoto, Kazuichiro; Soda, Kunihisa

TMI-2事故を標準問題として扱い、これを各国で開発されているシビアアクシデント解析コードで解析し、コード間の比較・評価を行うためのタスクグループがOECD/NEA/CSNIに設置された。原研は、このタスクグループに参加し、THALES-PM1/TMIコードを用いて解析を行った。この解析の目的は、実炉の事故進展に対する同コードの適用性を確認することである。本報告は、原研で行ったTMI-2標準問題の最終結果をまとめたものである。

no abstracts in English

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