2023年秋の大会

講演情報

一般セッション

IV. 原子力プラント技術 » 402-1 原子力安全工学(安全設計,安全評価,マネジメント)

[1O01-04] 高速炉1

2023年9月6日(水) 10:00 〜 11:05 O会場 (工学部5号館2F 522)

座長:唐澤 英年(JAEA)

10:30 〜 10:45

[1O03] 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

(34) 黒体放射型超高温熱分析法による14, 17mass%B4C含有SUS316Lの溶融・凝固挙動の解析

*東 英生1、大塚 誠1、安達 正芳1、福山 博之1、山野 秀将2 (1. 東北大、2. JAEA)

キーワード:ナトリウム冷却高速炉、炭化ホウ素、ステンレス鋼、溶融挙動、熱分析法

本研究は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素:B4C)と原子炉構造材(ステンレス鋼:SS)の共晶反応挙動を模擬するモデル構築に向けた基礎研究の一環である。本研究では、黒体放射型超高温熱分析法を用いて14, 17mass%B4C含有SUS316Lの溶融・凝固の際の吸熱・発熱挙動の解析を行った結果について報告する。