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田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、ナトリウム試験装置(PLANDTL-2)で実施した崩壊熱除去試験を対象に妥当性確認解析を実施した結果を報告する。
田中 正暁; 菊地 紀宏; 浜瀬 枝里菜; 村上 諭*; 藤崎 竜也*; 今井 康友*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から極めて有効な方策である自然循環崩壊熱除去時において、事故時を含むあらゆる条件下で原子炉容器内の熱流動場を予測できる解析評価手法の構築が重要となっている。そこで、燃料集合体間のギャップ部に存在するナトリウムの流れによる炉心冷却効果を評価するため、原子炉上部プレナム部での熱流動との相互作用を考慮可能な伝熱流動解析モデルを検討し、既往ナトリウム試験(PLANDTL-1)を対象に解析を実施し、その妥当性を確認した結果を報告する。