SIMMER-III; A Coupled neutronics-thermohydraulics computer code for safety analysis

SIMMER-III; 安全解析のための核熱流動結合コンピューターコード

山野 秀将   ; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 鈴木 徹; 神山 健司  ; 守田 幸路*; Maschek, W.*; Pigny, S.*

Yamano, Hidemasa; Tobita, Yoshiharu; Fujita, Satoshi; Suzuki, Toru; Kamiyama, Kenji; Morita, Koji*; Maschek, W.*; Pigny, S.*

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における複合現象を模擬するため、JAEAでは二次元多速度場多相多成分オイラー型流体力学コードに燃料ピン及び空間・エネルギー依存核計算モデルを結合したSIMMER-IIIコードを開発してきている。最近では、SIMMER-IIIと同等の物理モデルを有しつつ三次元化されたSIMMER-IVも開発された。本論文では、SIMMER-III/IVのモデル及び手法について、最近のモデル改良を強調して簡単にレビューする。また、コード検証計画の主要な成果を述べた後、コード適用計算例について記述する。SIMMER-IVを用いた三次元計算によって、より現実的な事故シナリオを描くとともに、この計算結果はまた事故後物質移動・再配置過程を研究するための崩壊炉心状態に供される。

To simulate complex phenomena during core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors, JAEA has been developing the SIMMER-III code,which is two-dimensional, multi-velocity-field, multi-phase, multi-component, Eulerian, fluid-dynamics code coupled with a fuel-pin model and a space- and energy-dependent neutron kinetics model. Recently, the three-dimensional code SIMMER-IV is also developed with the same physical model as SIMMER-III. In the present paper, the models and methods of SIMMER-III/IV are briefly reviewed with highlighting the recent improvements. The major achievements of the code assessment program are then described, followed by presentation of practical applications. A three-dimensional calculation with SIMMER-IV are also shown to indicate more realistic accident scenario. In addition, this calculation result show the disrupted core state for investigating the post-accident material relocation and heat removal phase.