ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,18; 安全解析コードで用いる共晶反応モデルの検証

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 18; Validation of eutectic reaction model for use in reactor safety analysis code

Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将   

Liu, X.*; Morita, Koji*; Yamano, Hidemasa

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価においてBC制御棒材料とステンレス鋼の共晶溶融反応及び共晶溶融物の移動挙動を評価するため、安全解析コードで用いる物理モデルの開発を進めている。本研究では、制御棒の液相化に関する基礎試験を対象とした解析を行い、物理モデルの基本的な妥当性について検討した。

The purpose of this project is to simulate the eutectic reaction between control rod material, BC, and stainless steel, and the relocation behavior of the eutectic compound during a core disruptive accident in a sodium-cooled fast reactor. The authors are developing their physical models for a safety analysis code. In this study, the authors have conducted numerical analyses of the basic experiments for liquifaction of control rod, and examined the applicability of the physical model.