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J-GLOBAL ID：202102254301649110   整理番号：21A1775554

日本における改良型ループ型ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器の上部プレナムにおけるサーマルストライピングのための空間接続法を用いた数値推定法の開発【JST・京大機械翻訳】

Development of Numerical Estimation Method Using Spatial Connection Methodology for Thermal Striping in Upper Plenum of Reactor Vessel of an Advanced Loop-Type Sodium-Cooled Fast Reactor in Japan

著者 (2件)： Tanaka Masaaki (Japan Atomic Energy Agency, O-arai, Japan) ,  Murakami Satoshi (NDD Corporation, Mito, Japan)
資料名： ASME Conference Proceedings  (ASME Conference Proceedings)
号： ICONE25  ページ： Null  発行年： 2017年 
JST資料番号： A0478C  資料種別： 会議録 (C)
記事区分： 原著論文  発行国： アメリカ合衆国 (USA)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 日本の先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の上部内部構造(UIS)の底部のコア計装板(CIP)上の熱ストリップを,数値的に研究した。CIP以下のコアの上部では,高温でのナトリウムは燃料サブアセンブリ(FSs)から流出し,低温のナトリウムは一次制御棒(PCR)とバックアップ制御棒(BCR)チャネルから,またコアの外側での放射状ブランケット燃料サブアセンブリ(RBFSs)から流出する。FSs,PCRおよびBCRチャネル,およびRBFSsから異なる温度における混合流体によって引き起こされるCIP上の熱ストリップを予測するため,上部プレナム解析とターゲット領域に対する局所領域解析の間の空間接続方法論を用いた数値推定法を開発した。接続方法論を用いることにより,UISにおける横流の影響を考慮する数値シミュレーションと上部プレナムにおけるUIS周辺の外部流を,推定結果の精度を改善するために実行することができた。本論文では,上部プレナム解析から局所領域解析までのデータ転送技術を含む空間接続方法論の概要を述べた。検証プロセスとして,先進SFRの上部プレナムの1/3スケール1/6部分モデルであるTAFUTと名付けた試験装置を用いた水実験の数値シミュレーションを行い,実際の熱ストリップ問題に対する空間接続方法論の適用性を確認した。温度分布の数値結果をTAFUT実験での測定結果と比較した。さらに,数値結果に対する局所面積解析モデルのメッシュ感度を,適切な局所面積解析モデルを示唆するため,小面積および大面積モデルを用いて示した。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 温度分布 ,  高温 ,  低温 ,  *ナトリウム ,  データ転送 ,  直交流 ,  チャネル ,  *原子炉容器 ,  原子炉制御棒 ,  バックアップ ,  解析モデル
準シソーラス用語： 数値シミュレーション ,  *プレナム ,  大面積 ,  *推定法 , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (1件)： 液体金属冷却型原子炉  (MD03030X)

タイトルに関連する用語 (10件)： 日本 ,  ループ ,  ナトリウム冷却高速炉 ,  原子炉容器 ,  プレナム ,  サーマルストライピング ,  接続法 ,  数値 ,  推定法 ,  開発