Phase 2 code assessment of SIMMER-III; A computer program for LMFR core disruptive accident analysis

高速炉の炉心崩壊事故解析コードSIMMER-IIIの第2期検証評価

近藤 悟; 山野 秀将   ; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 神山 健司  ; W.Maschek*; P.Coste*

kondo, Satoru; Yamano, Hidemasa; Tobita, Yoshiharu; Fujita, Satoshi; Kamiyama, Kenji; W.Maschek*; P.Coste*

液体金属冷却高速炉の安全解析コードSIMMER-IIIの開発は、2次元、3速度場の多相・多成分流体力学モデルを空間依存動特性モデルと統合したシステムコードであるVersion2を計画通り完成した。現在このプロジェクトにはドイツのFZKおよびフランスのCEAが参加しており、将来このコードを標準的な安全評価手法として確立していくために、同コードの包括的・体系的な検証計画を共同で実施することを合意している。検証計画は個別の基本要素モデルを検証する第1期検証および安全評価上の主要現象に係わる総合的な検証を目的とした第2期検証に分けて段階的に進めることとしており、現在までに第2期検証計画が終了した。本報告書は、全体的な検証計画、第2期検証計画として実施した、高速炉の安全上の主要現象5分野についての34種のテスト問題についての解析結果、及びこれを基にした総合評価の成果について記載する。国際協力及び世界中の実験データベースを活用した本研究を通じて、SIMMER-IIIが数値的および物理的に基本的に妥当であること、ならびに適用範囲および柔軟性に関して先行コードと比べて格段に高度化されていることが確認された。したがって、本コードは複合現象を取り扱う実機の安全解析に適用可能であると判断される。また、検証解析を通じて同コードの適用限界や今後の開発課題についても明らかになってきた。

The liquid-metal fast reactor (LMFR) safety analysis computer code SIMMER-III successfully reached its first milestone with development of Version 2, a two-dimensional, three-velocity-field, multiphase, multicomponent, Eulerian, fluid-dynamics code coupled with a spase-dependent neutron kinetics model. The development and assessment of SIMMER-III has been participated internationally by Forschungszentrum Karlsruhe, Germany and Commissariat l'Energie Atomique, France. To advance the code as a next-generation standard tool for LMFR safety analysis, it was agreed among the partners that a joint code assessment program should be conducted comprehensively and systematically. This program consists of a two-step effort: Phase 1 for fundamental or separate-effect assessment of individual code models; and Phase 2 for integral assessment of key physical phenomena relevant to LMFR safety. THis report describes the achivement of the SIMMER-III Phase 2 assessment program. The report details the results of each of the 34 test problems analyzed, conducted in five major categories of key LMFR safety phenomena, and synthesizes the outcome of the analyses. Through this extensive study, effectively utilizing the international collaboration scheme and world experimental database available, the SIMMER-III code has proved to be basically valid both numerically and physically, with significantly enhanced applicability and flexibility over its predecessor, SIMMER-II. Thus the code is now applicable to integral reactor safety calculations. The study has also identified limitations and problem areas on which future code development and assessment should focus.