[2M10-14] Safety Evaluation on Fast Reactor 1

[2M14] Analysis of CABRI-1 AH3 Experiment using by Integrated Core Disruptive Accident Analysis Code, ASTERIA-FBR

*Hiroki Watanabe¹, Tomoko Ishizu¹ (1. Regulatory Standard and Research Department, Secretariat of Nuclear Regulation Authority)

Keywords:Sodium-cooled fast reactor, ASTERIA-FBR, CABRI-1 AH3 experiment

原子力規制庁長官官房技術基盤グループでは、常陽等のナトリウム冷却型高速炉を対象とした炉心損傷事故事象が解析できるように、高速炉炉心損傷挙動解析コードASTERIA-FBRを整備している。本報告では、高過出力印加試験であるCABRI-1 AH3試験の解析を通じて、燃料破損モデルの妥当性を確認する。