ナトリウム冷却高速炉のための金属燃料ピンの燃料温度解析

Material type: 文書・図像類

Author: 水野朋保ほか

Publisher: -

Publication date: 2013-06

Material Format: Digital

Capacity, size, etc.: -

NDC: -

View All

Notes on use

Note (General)：: Metallic fuel, U-Pu(TRU)-Zr is a fuel candidate for Sodium-cooled fast reactor (SFR) selected as a possible promising future nuclear reactor system in...

Detailed bibliographic record

Summary, etc.：: Metallic fuel, U-Pu(TRU)-Zr is a fuel candidate for Sodium-cooled fast reactor (SFR) selected as a possible promising future nuclear reactor system in...

Search by Bookstore

Holdings of Libraries in Japan

This page shows libraries in Japan other than the National Diet Library that hold the material.

List of Cooperating Institutions and Databases

Please contact your local library for information on how to use materials or whether it is possible to request materials from the holding libraries.

other

JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System
Digital
You can check the holdings of institutions and databases with which 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ） is linked at the site of 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）.
JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

Search by Bookstore

Bibliographic Record

You can check the details of this material, its authority (keywords that refer to materials on the same subject, author's name, etc.), etc.

Digital

Material Type: 文書・図像類
Title: ナトリウム冷却高速炉のための金属燃料ピンの燃料温度解析
Author/Editor: 水野朋保
小山真一
皆藤威二
上羽智之
田中健哉
Author Heading: 水野朋保
小山真一
皆藤威二
上羽智之
田中健哉
Publication Date: 2013-06
Publication Date (W3CDTF): 2013-06
Alternative Title: Fuel temperature analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors
Periodical title: JAEA-Technology 2013-010
Text Language Code: eng
Target Audience: 一般
Note (General): Metallic fuel, U-Pu(TRU)-Zr is a fuel candidate for Sodium-cooled fast reactor (SFR) selected as a possible promising future nuclear reactor system in Generation-IV international forum (GIF). Design studies were performed in the Japanese feasibility study on commercialized fast reactor cycle system, and the irradiation behavior of metallic fuel is under investigation through analytical fuel performance code calculations with preliminary analytical models. Some calculations of U-Pu(TRU)-Zr fuel irradiation performance were conducted by a simplified calculation grogram developed in JAEA. Axial profile of fuel pin centerline temperature calculated by using effective fuel thermal conductivity where sodium ingress into fuel was considered fits well with actual fuel micro structures after the irradiation. The effective fuel thermal conductivity with sodium ingress is suitable for the irradiation behavior investigation.
U-Pu(TRU)-Zrを成分とする金属燃料は、第4世代原子力国際フォーラム(GIF)において、有望な原子炉として選定されたナトリウム冷却炉(SFR)の候補燃料の一つである。金属燃料の設計研究は日本における高速炉の実用化研究で実施され、照射挙動に関して、挙動解析コードを用いた予備評価を実施中である。原子力機構においても、U-Pu(TRU)-Zr燃料の照射挙動評価を簡易計算プログラムにより実施した。燃料へのナトリウム侵入を考慮した実効熱伝導度による燃料軸方向温度分布は、照射後の実際の燃料組織と良く整合する結果となった。これより、ナトリウム侵入を考慮した燃料実効熱伝導は、照射挙動評価に適すると考えられる。
Source: /JAEA-Technology-2013-010.pdf （fulltext）
https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Technology-2013-010.pdf
Access Restrictions: 限定公開
Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
https://irdb.nii.ac.jp
Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System