[1B01-07] Thermal-hydraulics of Fast Reactor

[1B02] 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

*Mitsuhiro Aoyagi¹, Ken-ichi Matsuba¹, Kenji Kamiyama¹, Daisuke Ito², Kei Ito², Saito Yasushi² (1. JAEA, 2. Kyoto Univ.)

Keywords:Sodium-Cooled Fast Reactor, In-Place Cooling, Gas-Liquid Two Phase Flow, Boiling Experiment, Sodium Experiment

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。