[3P01-04] Fast Reactor

[3P02] A visualization test for fragmentation behavior of molten stainless steel discharged into a sodium pool

*Yuki Emura¹, Mikio Isozaki¹, Ken-ichi Matsuba¹, Kenji Kamiyama¹ (1. JAEA)

Keywords:Sodium-cooled fast reactor, Core disruptive accident, Molten core material relocation, Fuel-coolant interaction, In-vessel retention

ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故では、原子炉容器下部において溶融炉心物質とナトリウムの混合が生じる。本研究では、溶融炉心物質の模擬融体として溶融ステンレス鋼をナトリウム中に落下させ、エックス線を用いた可視化によりその挙動を観察した。