Experimental study on the coolability of molten core materials discharged into a depth- and volume-limited sodium plenum

深さと容積が制限されたナトリウムプレナム中へ放出された溶融炉心物質の冷却性に関する実験的研究

松場 賢一  ; 加藤 慎也  ; 神山 健司  ; Akaev, A. S.*; Vurim, A. D.*; Baklanov, V. V.*

Matsuba, Kenichi; Kato, Shinya; Kamiyama, Kenji; Akaev, A. S.*; Vurim, A. D.*; Baklanov, V. V.*

ナトリウム冷却高速炉(SFR)においてシビアアクシデントが発生すると、溶融炉心物質が制御棒案内管などの冷却材流路を通じて原子炉容器下部のナトリウム領域に向かって放出される可能性がある。典型的なSFRは、その炉心領域の下に炉心入口プレナムなどの深さと容積が限られたナトリウムプレナムを有する。そのため、深さと容積に制限のあるナトリウムプレナム内に排出される溶融炉心物質の冷却性を評価することが重要である。本研究では、このようなナトリウムプレナム内へ排出された溶融炉心物質の冷却性に関する理解を深めるため、液体ナトリウムで満たされた試験容器内に溶融燃料模擬物質(溶融アルミナ)を排出する試験で得られたデータの分析結果に基づき、溶融炉心物質が微粒化した固化物を形成する条件について考察した。

During a severe accident in sodium-cooled fast reactors, molten core materials could be discharged from the core region toward the lower sodium region of the reactor vessel through coolant channels, such as control rod guide tubes. Typical SFRs have a sodium plenum with limited depth and volume, such as the core inlet plenum located under the core region. Therefore, it is important to evaluate the coolability of molten core materials discharged into a depth- and volume-limited sodium plenum. In the present study, to deepen the understanding on the coolability of molten core materials discharged into such a sodium plenum, conditions under which molten core materials form solidified fragments were discussed based on an experiment discharging a molten fuel simulant (molten Al2O3) into a test vessel filled with liquid sodium.