[3P01-04] Fast Reactor

[3P04] Study on the discharge behavior of molten core materials through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

*Shinya Kato¹, Kenichi Matsuba¹, Kenji Kamiyama¹, Vladimir Zuev², Dmitry Ganovichev², Viktor Baklanov² (1. JAEA, 2. NNC)

Keywords:Sodium cooled fast reactor, Core disruptive accident, Control rod guide tube, Material relocation phase, In-vessel retention

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時における溶融炉心物質の制御棒案内管（CRGT）を通じた炉心領域からの流出挙動に係る現象把握のため、CRGTを模擬したダクト状構造体に模擬溶融炉心物質（溶融アルミナ）を投入する炉外試験を実施し、試験データの分析を行った。