山下 清信; 中野 正明*; 野尻 直喜 
; 藤本 望; 沢 和弘; 中田 哲夫*; 渡部 隆*
Yamashita, Kiyonobu; Nakano, Masaaki*; Nojiri, Naoki; Fujimoto, Nozomu; Sawa, Kazuhiro; Nakata, Tetsuo*; Watanabe, Takashi*
高温工学試験研究炉(HTTR)の照射性能の向上及び炉心性能を実規模高温ガス炉のもと同等にすることを目的とし、核熱設計の観点から炉心の高性能化の検討を行った。本検討より、ダルマ落とし燃料交換方式を採用することにより、90GWd/tという高い燃料燃焼度を達成できる見通しを得た。また、一体型燃料コンパクトを用いることにより燃料の徐熱性能を向上でき、炉心平均出力密度を7.1W/cm
まで大きくしても、原子炉出口冷却材温度950
Cを達成できる見通しを得た。高速中性子束及び熱中性子束の最大値は、HTTRの約2.2倍及び約1.5倍まで増大できる見込みを得た。炉心有効流量の低下を防止するため、炭素複合材を被覆管に用いた制御棒の使用及び上部遮蔽体ブロックの側面にはめあい構造を設けカラム間の漏れ流れを低減することが、有効であることが分かった。
no abstracts in English
使用言語 |
: | Japanese |
|---|---|---|
報告書番号 |
: | JAERI-Tech 97-055 |
ページ数 |
: | 62 Pages |
発行年月 |
: | 1997/10 |
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論文URL |
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キーワード |
: | HTTR; HTGR; Core Design; Nuclear Design; DELIGHT; Monolithic Fuel Conpact; Axial Fuel Shuffling; High Burnup; Irradiation Test |
Access |
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- Accesses |
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Altmetrics |
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