多様な革新的ナトリウム冷却高速炉における統合安全性評価シミュレーション基盤システムの開発,12; PRISM型原子炉実機条件でのRVACSモデル妥当性確認

Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor, 12; Validation of RVACS model for PRISM-type reactor condition

Abe, Takashi*; Nakahara, Hirotaka*; Aoyagi, Mitsuhiro; Fujimata, Kazuhiro*

PRISM型原子炉へのシミュレーション適用性拡張として、受動的崩壊熱除去系RVACSに対する解析モデルを構築した。実機条件においてRVACSモデルを適用した解析を実施し、CFD(Computational Fluid Dynamics)による解析結果と比較することで妥当性を確認した。

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使用言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本原子力学会2023年秋の大会
開催年月	:	2023/09
開催都市	:	名古屋
開催国	:	日本
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受委託・共同研究相手機関	:	日立GEニュークリア・エナジー

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登録番号 : BB20230418
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