EUREKA-ATRコードの検証 :SPERT-III・E炉心実験の解析

Verification of the EUREKA-ATR Code Analysis of the SPERT-III E-core experiment

小坂 一郎*; 川太 徳夫*; 若林 利男*

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(目的)核熱水力結合3次元動特性解析コードEUREKA-ATRの解析の妥当性を評価する。(方法)低濃縮酸化ウラン燃料を使用したSPERT-3・E炉心における反応度添加実験(米国アイダホ州で196568年に実施)の解析を行う。(結果)SPERT-3・E炉心で行われた低温大気圧実験・高温実験・高温出力実験の広範囲に及ぶ初期運転状態における暴走出力実験を解析した。解析の結果、EJREKA-ATRによる計算結果と実験値は、暴走最大出力・暴走エネルギー・フィードバック反応度及び被覆管表面温度データについておおむね実験誤差範囲内で一致した。(結論)SPERT-3実験解析によってEUREKA-ATRコードの妥当性が確認された。これによって本解析コードを様々な解釈に使用していける。

EUREKA-ATR, a coupled nuclear thermal hydrodynamic multi-dimensional kinetic code, was adapted for the testing of models and methods. Code evaluations were made with the reactivity insertion experiments of the SPERT-IIIE-core, a slightly enriched oxide core. The code was tested for non-damaging power excursions including a wide range of initial operating conditions, such as cold-startup, hot-startup and operating-power initial conditions. Comparisons resulted in a good agreement between calculated and experimental power, energy, reactivity and clad surface temperature.