文献

J-GLOBAL ID：201702213784672886   整理番号：17A0969755

フッ化物高温塩冷却技術実証炉の予備概念設計:動機と概観【Powered by NICT】

Preconceptual design of a fluoride high temperature salt-cooled engineering demonstration reactor: Motivation and overview

著者 (13件)： Qualls A. Louis (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Betzler Benjamin R. (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Brown Nicholas R. (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Carbajo Juan J. (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Greenwood M. Scott (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Hale Richard (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Harrison Thomas J. (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Powers Jeffrey J. (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Robb Kevin R. (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Terrell Jerry (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Wysocki Aaron J. (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Gehin Jess C. (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA) ,  Worrall Andrew (Oak Ridge National Laboratory, Building 5700, Oak Ridge, Tennessee 37830, USA)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 107  ページ： 144-155  発行年： 2017年 
JST資料番号： C0325D  ISSN： 0306-4549  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 工学実証炉を構築しなかった技術オプションのための概念の証明を確立により建設された原子力反応器である。工学実証炉の例は,ナトリウム冷却高速炉のための高温ガス冷却炉とExperimental Breeder Reactor-IIのためのピーチボトム1を含んでいる。工学実証は歴史的に反応器概念の技術準備レベルを進める上で重要な役割を果たしてきた。フッ化物塩冷却工学実証炉)のための予備概念設計を詳述した。ふっ化物塩冷却高温炉(FHR)実証炉(DR)は,熱出力100MWと塩冷却炉の概念である。六角柱状の黒鉛ブロック内の圧粉体における3体構造等方性(TRISO)粒子燃料を使用する。FLiBe(2~7LiF BeF_2)を参照一次冷却材である。FHR DRは小さく,簡単で,手頃なように設計した。FHR DRの開発は,近未来の市販FHRsを可能にする中間段階である。FHR DRの設計思想は,安全性,短期展開,と柔軟性に焦点を当てた。低リスク技術は意図的に反応器を構築し,認可され,最小リスクとコスト工学実証として動作させることができることを保証するために初期FHR DR設計に含まれている。これらの技術はコア構造と一次および中間ループのためのTRISO粒子燃料,交換可能なコア構造,一貫した構造材料選択,管とシェル一次中間熱交換器を含んでいる。建築で示し,FHR DRを運転に重要な能力は,炉心設計方法論,熱交換器性能(受動的崩壊熱除去を含む),ポンプ性能,反応度制御,塩化学管理はプラント寿命,塩調達,操作,保守および最終処分,およびトリチウム管理を最大化する。非核分離型および一体型試験努力(例えば,模擬流体を用いた加熱塩ループまたはループ)であるFHRで実証する技術を開発する必要があるDRCopyright 2017 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【Powered by NICT】

シソーラス用語： グラファイト ,  熱除去 ,  安全性 ,  HTGR型原子炉 ,  *フッ化物 ,  *概念設計 ,  柔軟性 ,  *高温 ,  廃棄物処分 ,  反応器 ,  コア構造 ,  三重水素 ,  熱交換器 ,  構造材料
準シソーラス用語： *実証炉 , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： ふっ化物塩 ,  FHR ,  溶融塩炉 ,  改良型原子炉

分類 (2件)： 原子炉核特性  (MD02040B) ,  原子炉動特性  (MD02020F)

タイトルに関連する用語 (5件)： フッ化物 ,  塩 ,  冷却技術 ,  実証 ,  概念設計