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研究用原子炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-N

COOLOD-N: A Copmupter code, for the analysis of steady-state thermal hydraulics in plate-type research reactor

神永 雅紀

Kaminaga, Masanori

COOLOD-Nは、板状燃料を使用する研究用原子炉の炉心定常熱水力特性を解析するためのコードとして既存のCOOLODコードを基に、自然循環冷却時の炉心流量計算機能、板状燃料を使用する研究炉用に開発された熱伝達相関式などを新たに組込み整備したものである。COOLOD-Nは、これまでにJRR-3M(JRR-3改造炉)、インドネシアのRSG-GAS(MPR-30)、メキシコで計画中のMEX-15、JRR-4低濃縮シリサイド炉心などの炉心熱水力特性解析に用いられてきた。ここで、紹介するコードはCOOLOD-Nであるが、COOLOD-Nの開発後、JRR-4の低濃縮化に際してTRIGA燃料炉心についても検討する必要が生じ、最新版としてはTRIGA燃料のような棒状燃料も取扱い可能としたCOOLOD-N2もある。本稿では、COOLOD-Nの主な特徴と主要な計算モデルについて紹介する。

no abstracts in English

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