図7-6 内部ダクト付き燃料集合体における溶融燃料の上向き流出試験

図7-6 内部ダクト付き燃料集合体における溶融燃料の上向き流出試験

カザフスタン共和国国立原子力センターとの共同研究により、同研究所が所有する実験用原子炉(IGR)を用いて実際に燃料集合体を核加熱で溶融させて3000 ℃程度に達する事故状態を模擬し、内部ダクトを通じて溶融燃料が上向きに流出するデータの取得に成功しました。

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