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タンク型SFRの原子炉トリップ時の熱過渡評価

Thermal transient evaluation of pool-type SFR

加藤 篤志 ; 小野田 雄一 ; 宮川 高行*; 遠藤 淳二*; 久保 幸士*

Kato, Atsushi; Onoda, Yuichi; Miyagawa, Takayuki*; Endo, Junji*; Kubo, Koji*

600MWe級のタンク型ナトリウム冷却高速炉について、炉内流況適正化のための対策構造の効果を評価するとともに、手動トリップ、および外部電源喪失時の代表的な熱過渡事象時の熱流動解析、および構造解析を行い、原子炉構造の健全性を評価した。

JAEA is studying 600 MWe pool-type sodium-cooled fast reactor. This report presents thermal hydraulic study in a reactor vessel and structural intactness evaluation in case of station black out and reactor trip.

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