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,3; 模擬デブリ内における気液二相流圧力損失の計測

Study on coolant behavior in damaged core of sodium-cooled fast reactor, 3; Measurement of air-water two phase pressure drop in a simulated debris bed

栗崎達也*; 伊藤大介*; 伊藤啓*; 齊藤泰司*; 青柳光裕 ; 松場賢一 ; 神山健司

Kurisaki, Tatsuya*; Ito, Daisuke*; 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気液二相流の圧力損失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 : BB20171809
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