2641 直接接触沸騰水型鉛ビスマス冷却高速炉の概念検討(S57-4 原子炉システムおよびその要素技術(4),S57 原子炉システムおよびその要素技術)
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概要
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Conceptual design and safety analysis were performed for Pb-Bi Cooled Direct Contact Boiling Water Fast Reactor (PBWFR). Steels were surface-treated using sputtering method with Al and SUS304 targets for compatibility with Pb-Bi. The steels were corrosion-resistant in Pb-Bi at 700℃. Pb-Bi-water direct contact boiling two-phase flow in PBWFR was simulated numerically and experimentally. Measured void fraction could be described by modified drift flux model.
- 2006-09-15
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