高温ガス炉炉心総合熱流動解析コード(TEMPEST)の開発

Development of thermal hydraulic analysis code(TEMPEST) for high temperature gas-cooled reactor core

高温ガス炉開発の主要な目標の1つである、より高温の原子炉出口ガス温度を達成するためには、適切な炉心設計を行って燃料の破損を生じることなく出口ガスの高温化を図る必要がある。そこで、炉心の冷却材流量配分を定めて温度分布を計算するとともに、高温ガス炉に特有な被覆燃料粒子の健全性を支配する重要な指標である燃料核の移動距離やパラジウムによるSiC層腐蝕量を計算する炉心総合熱流動解析コードTEMPESTを開発した。TEMPESTコードが内蔵する熱伝達率や摩擦損失係数等のデータのうち、高温工学試験研究炉の燃料体形状に対するデータは原研で取得された実験データを踏まえて安全側に評価したものであり、試験研究炉の設計に使用できる。本報告書は、TEMPESTコードの解析モデル、数値解析手法、プログラム構成、及び使用方法について述べたものである。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-M 87-160
ページ数	:	75 Pages
発行年月	:	1987/10
特許データ	:
PDF	:	JAERI-M-87-160.pdf:1.8MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-m-87-160
キーワード	:	HTGR; Core; Coolant; Elow; Temperature; Coated; Particle; Fuel; Computer; Program
使用施設	:
広報プレスリリース	:
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受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses
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登録番号 : M19870160
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