ナトリウム冷却高速炉のUIS下部における高サイクル熱疲労に関する研究

DOI
  • 小林 順
    日本原子力研究開発機構 次世代原子力システム研究開発部門 機器開発グループ
  • 木村 暢之
    日本原子力研究開発機構 次世代原子力システム研究開発部門 機器開発グループ
  • 飛田 昭
    日本原子力研究開発機構 大洗研究開発センター 液体金属試験技術課
  • 上出 英樹
    日本原子力研究開発機構 次世代原子力システム研究開発部門 機器開発グループ
  • 大山 一弘
    三菱FBRシステムズ株式会社
  • 渡辺 収
    三菱FBRシステムズ株式会社

書誌事項

タイトル別名
  • Study on High Cycle Thermal Fatigue at a bottom of UIS in a Sodium Cooled Fast Reactor
  • Evaluation of Effects of countermeasures for Temperature Fluctuation
  • 温度変動緩和方策の定量的評価

抄録

JAEAで設計を進めているナトリウム冷却大型炉では、燃料交換機アーム用の切込みを有するコラム型UISが採用されている。このUISは制御棒案内管と水平多孔板から構成され、冷却材がUIS内部に入り込む構造となっており、炉心出口部において燃料集合体からの高温流体と制御棒チャンネルからの低温流体が混合し、UIS下部において高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。そこで、実機の上部プレナムを1/3スケール60°セクタでモデル化した試験体を用いた水流動試験を実施した。 UIS下部における温度変動は、H19年度設計体系においてUIS直下部で発生していたことから、温度変動緩和方策としてUISの設置レベルの変更やフローホール付き制御棒案内管の設置などを考案し、設計体系との比較試験を実施した。温度計測による定量的な評価の結果、温度変動緩和方策によって温度変動を緩和できる見通しが得られた。

収録刊行物

詳細情報 詳細情報について

  • CRID
    1390001205721087360
  • NII論文ID
    130007031213
  • DOI
    10.11561/aesj.2009f.0.277.0
  • 本文言語コード
    ja
  • データソース種別
    • JaLC
    • CiNii Articles
  • 抄録ライセンスフラグ
    使用不可

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