A Recent experimental program to evidence in-vessel retention by controlled material relocation during core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故の原子炉容器内終息を裏付けるため最近の試験計画
松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Ganovichev, D. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*
Matsuba, Kenichi; Kamiyama, Kenji; Toyooka, Junichi; Zuev, V. A.*; Ganovichev, D. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、炉心領域の溶融燃料が炉心外へ流出することで損傷炉心がより深い未臨界状態に至るとともに、分散燃料が冷却の容易なデブリになると考えられる。このため、制御棒案内管を通じた燃料流出は炉心損傷事故の終息に影響を及ぼす重要な過程である。日本原子力研究開発機構とカザフスタン共和国国立原子力センターとの共同研究EAGLE計画では、制御棒案内管を通じた燃料流出挙動の解明を目的とした炉外試験をはじめとする新たな試験研究を開始した。本報告では、新たに開始した試験研究の進捗について、これまでに得られた試験結果を含めて述べる。
Molten fuel discharge through control rod guide tubes (CRGTs) is a key process that dominates the termination of core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, since fuel dispersion from the core contributes to the achievement of both deeper subcriticality in the degraded core and formation of coolable debris bed. Within a framework of a collaborative research program between Japan Atomic Energy Agency and National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan, called EAGLE program, a new experimental program has been started with out-of-pile experiments to clarify the fuel discharge through CRGTs. This paper presents the status of the new program, including experimental results obtained so far.
使用言語 : English
掲載資料名 : Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive)
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ページ数 : 5 Pages
発行年月 : 2016/11
出版社名 :
発表会議名 : 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10)
開催年月 : 2016/11
開催都市 : Kyoto
開催国 : Japan
特許データ :
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キーワード : ナトリウム冷却高速炉; 炉心損傷事故; 炉容器内事故終息; 制御棒案内管; 燃料流出
使用施設 :
広報プレスリリース :
論文解説記事
(成果普及情報誌)
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受委託・共同研究相手機関 : IAE National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan
 
登録番号 : BB20161044
抄録集掲載番号 : 45000077
論文投稿番号 : 18413
Accesses  (From Jun. 2, 2014)
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