金属燃料ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故に関する研究,1; プロジェクト全体概要

Study on core disruptive accidents of metal-fueled sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview

山野 秀将   ; 深野 義隆  ; 松場 賢一  ; 尾形 孝成*; 太田 宏一*; 大石 佑治*; 守田 幸路*; 山田 由美*; 島田 貞衣*; 山崎 宰春*

Yamano, Hidemasa; Fukano, Yoshitaka; Matsuba, Kenichi; Ogata, Takanari*; Ota, Hirokazu*; Oishi, Yuji*; Morita, Koji*; Yamada, Yumi*; Shimada, Sadae*; Yamazaki, Saishun*

金属燃料ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故解析において金属燃料と被覆管等との共晶反応及び溶融物の移動挙動を模擬できるようにするため、基礎物性測定として溶融物の熱物性評価及び共晶反応速度評価、炉心損傷事故解析コード開発、コード検証のための物質再配置実験、実機適用解析及びシナリオ構築を実施する研究プロジェクトを令和6年度から開始した。ここでは、プロジェクト全体概要について報告する。

A research project has been started to conduct basic thermophysical property measurement of melt properties and eutectic reaction rate, development of core disruptive accident analysis codes, material relocation experiments for code validation, reactor application analysis and scenario study in order to simulate the fuel-cladding eutectic reaction and relocation behavior during core disruptive accidents in metal-fueled sodium-cooled fast reactors in Japan. This paper describes the project overview.