Development of a new simulation code for the evaluation of criticality excursions involving fissile solution boiling

溶液燃料の沸騰を伴う核的暴走評価のための新しいシミュレーション計算コードの開発

B.Basoglu*; 奥野 浩  ; 山本 俊弘; 野村 靖

B.Basoglu*; Okuno, Hiroshi; Yamamoto, Toshihiro; Nomura, Yasushi

今回の報告では、新しい計算モデルの開発について述べる。この計算モデルは、燃料溶液の核的暴走の特性について予測する。このモデルでは、一点近似と単純な熱流体モデルを組合せている。外部反応度添加は、体系に対する溶液の流入により引き起こされるとしている。温度、放射線ガス効果、沸騰現象は、それぞれ過渡的熱伝導方程式、一括パラメータエネルギーモデル、単純沸騰モデルを用いて推定した。今回の計算モデルの評価のために、計算結果をCRAC実験の結果と比較した。比較の結果、両者は満足のいく一致が得られた。

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