Super-COPDを用いた「もんじゅ」炉心安全解析モデルの構築

Development of the Monju core safety analysis numerical models by Super-COPD code

山田 文昭; 南 正樹*

Yamada, Fumiaki; Minami, Masaki*

日本原子力研究開発機構は、高速増殖炉研究開発センター原子炉設置許可申請書(高速増殖原型炉もんじゅ原子炉施設)添付書類十安全評価の「運転時の異常な過渡変化の解析」及び「事故解析」のうち、炉心冷却能力の解析(21事象)に用いる計算コードに、モジュール型プラント動特性解析コードSuper-COPDの適用を目的として、Super-COPDを用いた「もんじゅ」炉心安全解析モデルを構築した。構築した炉心安全解析モデルは、モデルごとに従来計算コードの計算結果と比較したうえで、結合した解析モデルにより炉心冷却能力の解析への適用を行い、双方の結果から炉心冷却能力の解析への適用性を評価した。

Japan Atomic Energy Agency constructed a computational model for safety analysis of Monju reactor core to be built into a modularized plant dynamics analysis code Super-COPD code, for the purpose of heat removal capability evaluation at the in total 21 defined transients in the annex to the construction permit application. The applicability of this model to core heat removal capability evaluation has been estimated by back to back result comparisons of the constituent models with conventionally applied codes and by application of the unified model.