浸漬型直接熱交換器による冷却性評価に関するPLANDTL2ナトリウム試験

Sodium experiments on coolability of decay heat removal system with dipped-type direct heat exchanger in PLANDTL2

江連 俊樹 ; 小野島 貴光; 田中 正暁  ; Gerschenfeld, A.*; Gorsse, Y.*; Li, S.*

Ezure, Toshiki; Onojima, Takamitsu; Tanaka, Masaaki; Gerschenfeld, A.*; Gorsse, Y.*; Li, S.*

日本原子力研究開発機構では、フランス原子力・代替エネルギー庁(CEA)と進めているナトリウム冷却高速炉の開発整備に資する研究協力プログラムの一環として、ナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を用いた共同試験を実施した。本報告では、崩壊熱除去システムの有効性把握を目的として実施した、浸漬型炉内冷却器(DHX)による炉心冷却試験結果を報告する。

Japan Atomic Energy Agency has conducted a sodium experiment using the sodium facility (PLANDTL-2) within the framework of the ongoing research cooperation program with the French Alternative Energies and Atomic Energy Commission (CEA) to promote development of sodium cooled fast reactor. In this study, results on the decay heat removal experiments using dipped-direct heat exchanger (Dipped-DHX) will be presented to understand the effectiveness of the decay heat removal system.