高速炉用詳細炉心湾曲解析コードの高度化,5; 模擬集合体の単体熱湾曲実験

Advancement of detailed core bowing analysis code for fast reactor, 5; Thermal bowing experiment using a single simulated subassembly

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

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

詳細炉心湾曲解析コードの検証データ蓄積のため、模擬集合体群が熱変形により相互干渉する挙動を、単体から段階的に試験体数を増やして取得する計画である。本計画の初期段階として、単体の模擬集合体熱湾曲実験を実施した。本報告では、試験にて得られた知見を紹介する。

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使用言語	:	Japanese
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発行年月	:
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	:	三菱重工業; 電力中央研究所

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登録番号 : BB20221831
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