大型ナトリウム冷却高速炉における炉容器上部プレナム部の熱流動設計

Thermal-hydraulics design for reactor upper sodium plenum in a large-sized sodium-cooled fast reactor

Oyama, Kazuhiro*; Watanabe, Osamu*; Yamano, Hidemasa

大型ナトリウム冷却高速炉概念設計を成立させるうえで重要な原子炉容器上部プレナム内の熱流動課題のうち、サーマルストライピング,ガス巻き込み及び液中渦を対象として設計成立性評価を行った。

Design validity evaluation was carried out, which was focused on thermal striping, gas entrainment and vortex cavitations included in Thermal-Hydraulic issues in the reactor upper sodium plenum that is important to establish the outline design of Large-Sized Sodium-Cooled Fast Reactor.

使用言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本原子力学会2009年春の年会
開催年月	:	2009/03
開催都市	:	東京
開催国	:	日本
キーワード	:	no keyword

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登録番号 : BB20090319
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