[3H10-13] Safety Evaluation on Fast Rector 1

[3H13] Development of an evaluation methodology for in-place cooling of degraded core materials in the core disruptive accident of sodium-cooled fast reactors

Study on key phenomena

*Mitsuhiro Aoyagi¹, Kenji Kamiyama¹, Tohru Suzuki¹, Ken-ichi Matsuba¹ (1.JAEA)

Keywords:Sodium-Cooled Fast Reactor, Core Disruptive Accident, Cooling Phase, In-Place Cooling, Core-Remaining Fuel, PIRT

炉心領域に残留した損傷燃料の冷却（インプレース冷却）は、炉心崩壊事故の影響を炉容器内に格納させるための主要な要素の一つである。本報では、インプレース冷却に関連する物理現象の重要度を評価するとともに、安全解析コードで同事象を評価する際に重要現象と関連するモデルを整理した。