炉心損傷時の炉心物質再配置挙動評価手法の開発,7; 研究開発成果のまとめ

Development of assessment method to evaluate the material relocation behavior in the core disruptive accident of FBR, 7; Overview of development achievements

鈴木 徹; 神山 健司  ; 松場 賢一  ; 磯崎 三喜男; 山野 秀将   ; 守田 幸路*; Zhang, B.*; Guo, L.*; 飛田 吉春

Suzuki, Toru; Kamiyama, Kenji; Matsuba, Kenichi; Isozaki, Mikio; Yamano, Hidemasa; Morita, Koji*; Zhang, B.*; Guo, L.*; Tobita, Yoshiharu

ナトリウム冷却型高速炉(SFR)では、炉心損傷事故(CDA)の原子炉容器内保持(IVR)が達成できるように、適切な設計対応を行うことが可能である。本研究ではIVR達成において重要となる、溶融炉心物質の制御棒案内管を通した流出挙動、流出した溶融炉心物質が冷却材により冷却・微粒化される挙動、更に微粒化した炉心物質が堆積したデブリベッドが内部の冷却材沸騰により撹拌・再配置し、自ら平坦化する挙動に対して、実験的研究による現象解明と評価手法の開発・検証を組み合わせた研究を実施した。

In Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR), it is possible to provide appropriate design measure to achieve the In-Vessel Retention of Core Disruptive Accident (CDA). In this study, the assessment methodology of the important phenomena in the achievement of IVR, such as the discharge of molten core materials from core region, the fragmentation of molten core material into debris by coolant, and the behavior of accumulated debris bed, are developed based on the combination of experiments and validation of analytical method.