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J-GLOBAL ID：201602007007471019   整理番号：70A0057177

非結合型非照射EBR-II Mark I燃料要素の性能のTREATナトリウムループ実験

TREAT sodium loop experiments on performance of unbonded unirradiated EBR-II MARK I fuel elements

著者 (11件)： DICKERMAN C E ,  WILLIS F L ,  SMITH R R ,  HENAULT P B ,  PURVIANCE R ,  BOLAND J F ,  DeVOLPI A ,  NOLAND R A ,  REGIS J ,  COHEN A B ,  WALTER C M
資料名： Nucl Eng Des  (Nuclear Structural Engineering)
巻： 12  号： 3  ページ： 381-390  発行年： 1970年 
JST資料番号： E0189B  ISSN： 0029-5493  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 本論文はANLのTIREATとよぶ原子炉の過渡現象試験施設において実施したナトリウムループによる実験結果をのべたもので,燃料要素の燃料と被覆管の間のナトリウム熱結合材のない場合と原子炉の起動時のその結合材のそう失した状態の挙動の解明の一助としている。この実験の過渡的熱伝達の計算は炉心溶融の理想化されたモデルについてなされている。燃料ピンの長さの中間の燃料表面の温度が1050°Cである。この実験結果と計算による結果との比較によると,結合材のそう失事故は冷却材が沸騰しはじめる温度になることが示されている;写図10参13

シソーラス用語： ナトリウム ,  液体金属冷却材 ,  熱伝達 ,  燃料カン ,  燃料要素

タイトルに関連する用語 (4件)： 燃料要素 ,  ナトリウム ,  ループ ,  実験