Three-pin cluster CABRI tests simulating the unprotected loss-of-flow accident in sodium-cooled fast reactors

ナトリウム冷却高速炉のULOF事象を模擬した3本ピン束CABRI試験

小野田 雄一 ; 深野 義隆  ; 佐藤 一憲 ; Marquie, C.*; Duc, B.*

Onoda, Yuichi; Fukano, Yoshitaka; Sato, Ikken; Marquie, C.*; Duc, B.*

ナトリウム冷却高速炉におけるULOF事象を模擬した3本ピン束試験の2試験を、燃料破損後の燃料再配置と固化挙動に着目して実施した。これらの試験は1本ピンで行われた既存のCABRI試験に対して補完的な情報を与えるものである。3本ピン束試験の詳細なデータ評価と理論的解釈に基づき、燃料の再配置と固化は局所の燃料エンタルピーに支配されること、及び既存のCABRI試験の知見は大型ピン束条件に適用できるとの結論を得た。さらに、燃料とスティールの混合融体は破損燃料の上下端に強固な閉塞を形成し、燃料溶融に伴って発生する核分裂生成ガスの一部がこの閉塞によって保持されることで、炉心領域を比較的長期にわたって加圧し続けることが明らかとなった。

Two three-pin cluster tests simulating the Unprotected Loss-of-Flow (ULOF) accident of Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) were conducted focusing on fuel relocation and freezing behavior. Based on detailed data evaluation and theoretical interpretation for the three-pin cluster tests, it is concluded that axial fuel relocation and freezing are dominated by local fuel enthalpy, and the relation between fuel dispersal and fuel enthalpy observed in these CABRI tests is basically applicable to the pin-bundle condition. It is also clarified that a fuel/steel mixture tends to create tight blockages near the axial ends of the relocating fuel. Part of the fission gas released from the fuel is expected to be trapped within the bottled-up region between the upper and lower blockages and will keep this region pressurized for a relatively long period.