高速炉用詳細炉心湾曲解析コードの高度化,4; 模擬集合体群の熱湾曲実験の全体計画

Advancement of detailed core bowing analysis code for fast reactor, 4; Overall plan for thermal bowing experiments of simulated subassemblies

太田宏一*; 尾形孝成*; 楠見紘司*; 大釜和也 ; 山野秀将 ; 二神敏 ; 中川直樹*; 川畠竜*; 儀間大充*; 松原慎一郎*

Ota, Hirokazu*; Ogata, Takanari*; Kusumi, Koji*; Ohgama, Kazuya; Yamano, Hidemasa; Futagami, Satoshi; Nakagawa, Naoki*; Kawabata, Ryo*; Gima, Hiromichi*; Matsubara, Shinichiro*

高速炉の炉心変形挙動を精度よく評価するため、集合体ダクトを多数のシェル要素でモデル化する詳細炉心湾曲解析コードを開発している。一方で、コード検証に要する試験データは限定的であるため、炉心体系に配置された模擬集合体群の温度勾配下での変形や相互作用データを取得する熱湾曲実験を実施している。

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使用言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本原子力学会2023年春の年会
開催年月	:	2023/03
開催都市	:	東京
開催国	:	日本
キーワード	:	高速炉; 集合体変形; 接触応力; 炉心径方向膨張; 受動的安全性

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受委託・共同研究相手機関	:	電力中央研究所; 三菱重工業

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登録番号 : BB20221830
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