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,2; 模擬デブリ内ナトリウム沸騰二相流試験の概念検討

Study on coolant behavior in damaged core of sodium-cooled fast reactor, 2; Design for a sodium two-phase flow experiment with boiling in a simulated debris

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

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故において、損傷炉心領域に残留する燃料の冷却性は事故の炉容器内終息達成に影響する重要因子の一つである。本報では、研究の全体計画及び加熱した模擬デブリ体系におけるナトリウムを用いた沸騰二相流試験の概念検討等について報告する。

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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2018年春の年会
開催年月	:	2018/03
開催都市	:	吹田
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 : BB20171808
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