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原子炉における流動・伝熱

Flow and Heat Transmission in Nuclear Reactor

山崎 彌三郎

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原子炉の誕生以来27年,日本における原子力研究開始以来約15年を経過し,原子力発電が在来火力発電と共存できる迄進歩し,我国でも沸騰水型(BWR),加圧水型(PWR)の発電所約230万kWが昭和48年までに完成予定である$$^2$$$$^5$$$$^)$$。これらはいずれも米国系統の水冷却型熱中性子炉であるが,一方イギリスを中心としてガス冷却型の原子炉がかなり存在している。また発電計画の予想外の急進に伴い,燃料としてP$$_u$$を効果的に使用する重水減速の新型転換炉・高速中性子炉の開発には各国が競って着手している。伝熱の面から見ると前者は水冷却型を主とし後者は液体冷却型である。

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