ナトリウム冷却高速炉における損傷炉心内の冷却材挙動に関する研究,1; 模擬デブリ内気液二相流の可視化計測

Study on coolant behavior in damaged core of sodium-cooled fast reactor, 1; Measurement of gas-liquid two-phase flow in a simulated debris bed

伊藤大介*; Rivera, M.*; 伊藤啓*; 齊藤泰司*; 青柳光裕 ; 松場賢一 ; 神山健司

Ito, Daisuke*; Rivera, M.*; Ito, Kei*; Saito, Yasushi*; Aoyagi, Mitsuhiro; Matsuba, Kenichi; Kamiyama, Kenji

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故評価において、炉心残留燃料の冷却特性を正確に評価することが重要である。本研究では、模擬デブリ体系における空気-水系二相流の二相差圧特性やボイド率分布挙動について実験的に調べる。

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使用言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本原子力学会2017年秋の大会
開催年月	:	2017/09
開催都市	:	札幌
開催国	:	日本
キーワード	:	no keyword

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受委託・共同研究相手機関	:	京都大学

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登録番号 : BB20170687
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