2020 Fall Meeting

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Oral presentation

IV. Nuclear Plant Technologies » 402-1 Nuclear Safety Engineering (Safety Design, Safety Assessment/Analysis, Management)

[3K03-08] Sodium-Cooled Fast Reactors 1

Fri. Sep 18, 2020 2:45 PM - 4:25 PM Room K (Zoom room 11)

Chair:SUNGHYON JANG(Univ. of Tokyo)

3:45 PM - 4:00 PM

[3K07] Study on Eutectic Melting Behavior of Control Rod Materials in Core Disruptive Accidents of Sodium-Cooled Fast Reactors

(23)Viscosity Measurement of 2.5mass%B4C-SS Eutectic Molten Material

*Tsuyoshi NISHI1, Rika SATO1, Yuriko TAKATSUKA1, Hiromichi OHTA2, Hidemasa YAMANO2 (1. Ibaraki Univ., 2. JAEA)

Keywords:Boron carbide, Stainless steel, Crucible rotational viscometer, 2.5mass%B4C-SS Eutectic Molten Material, Viscosity

B4C-SS共晶溶融物の粘度データはシビアアクシデント解析のパラメータとして必要不可欠な物性値である。本研究では、これまでのB4C-SS共晶溶融物の粘度に2.5mass%B4Cのデータを追加し、B4C-SS共晶溶融物のB4C濃度と温度をパラメータとした粘度評価式を構築したので報告する。