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小林 順
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心出口部で発生する温度差のある流体の混合による温度変動現象(サーマルストライピング現象)が原子炉容器内の構造物に高サイクル熱疲労を与える可能性がある。そこで、原子炉容器の一部を模擬した縮尺モデル試験体を用いた水流動試験を実施し、現象を把握するとともに、温度変動を緩和させる対策構造の効果について確認した結果を発表する。