Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大貫 晃; 高瀬 和之; 呉田 昌俊; 吉田 啓之; 玉井 秀定; Liu, W.; 秋本 肇
Proceedings of 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '04), p.1488 - 1494, 2004/06
日本原子力研究所では高稠密格子水冷却炉心(RMWR)の熱流動特性を予測する技術開発プロジェクトを電力,メーカ,大学の協力を得て平成14年度より開始した。RMWRは成熟した軽水炉技術を活用し、ウラン資源の有効利用,プルトニウムの多重リサイクル,高燃焼度,長期サイクル運転といった長期的なエネルギー供給を担える革新的な水冷却炉としての特徴を有している。RMWRは核分裂性プルトニウムの増殖比を高めるため、燃料集合体を稠密にし、ボイド率を高くしている。そのため、熱流動に関する成立性が大きな開発課題となっている。本シリーズ報告ではこの成立性にかかわる研究に焦点を当て、大型試験装置と先進的な数値解析技術を活用した研究・開発計画を述べる。
堺 公明; 堺 公明; 岩崎 隆*
Proceedings of 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '04), p.13 - 17, 2004/06
鉛-ビスマス冷却自然循環炉を対象とした円筒2次元座標系による熱流動特性解析を実施し、炉心チャンネル間の浮力による流量配分特性について、ダクトレス炉心とダクト有り炉心を比較評価した。その結果、ダクトレス炉心の場合、径方向温度分布が急峻となり冷却材最高温度が上昇することが示された。また、高出力チャンネルの流量は再流配評価式よりも5%程度低下し、自然循環炉の浮力による再流配効果が低減することを明らかにした。
杉野 和輝; 水野 朋保; not registered
Proceedings of 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '04), P. 1784, 2004/06
A sodium-cooled metal-fuel fast reactor core design study was performed. The proposed new core concept is characterized by single Pu-enrichment and 2 radial regions with differing Zr-content metal fuels. The core had the potential to achieve an outlet temperature of 550
C while taking into account the fuel to cladding compatibility concerns. The breeding ratio of the core reached 1.0 without blanket fuel. These results show the potential for a capability of sodium-cooled metal-fuel core to be one of the attractive fast reactor core concepts for the future.