日本金属学会2023年春期(第172回)講演大会

講演情報

一般講演

10. エネルギー関連材料 » 原子力材料

[G] 原子力材料

2023年3月9日(木) 09:00 〜 11:45 K会場 (13号館1階1311)

座長:外山 健(東北大学)、藪内 聖皓(京都大学)

11:00 〜 11:15

[266] Thermal-hydraulic and oxidation corrosion coupled simulation of lead-based fast reactors

*Yan ZHANG1,2, Chenglong Wang1, Dalin Zhang1, Wenxi Tian1, Guanghui Su1, Suizheng Qiu1, Hiroaki Abe2 (1. School of Nuclear Science and Technology, Xi'an Jiaotong University、2. Department of Nuclear Engineering and Management, School of Engineering, The University of Tokyo)

キーワード:Lead-based fast reactors、Oxidation corrosion、Thermal-hydraulic、Couple simulation

The influence of oxidation corrosion on the heat transfer of lead-based fast reactors is studied in this paper using thermal-hydraulic and oxidation corrosion coupled code.

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