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SIMMER-III/IVのための多ノード集合体管壁モデルの開発

Development of multi-node can wall model for SIMMER-III/IV

山野 秀将; 近藤 哲平*; 菅谷 正昭*; 神山 健司

Yamano, Hidemasa; Kondo, Teppei*; Sugaya, Masaaki*; Kamiyama, Kenji

SIMMER-IIIコード及びその3次元版SIMMER-IVは、液体金属冷却高速炉の炉心損傷事故の影響を評価するために開発されてきた。本研究では、同コードを構成する構造材場モデルの集合体管壁モデルの管壁内部を従来の2ノードから多ノード化に拡張した。開発したモデルは手動でノード数を与えることもできるが、自動的にノード数を割り当てるようにモデル化された。本モデルは核加熱や軸方向熱伝達に対しても対応できる。本モデルは基礎的な検証問題でモデルの妥当性を確認した。本モデルによって、従来モデルの限界が解消され、高速炉の安全解析の信頼性及び精度が向上するともに、再臨界排除概念設計研究に対する寄与が期待される。

The SIMMER-III code and its three-dimensional code SIMMER-IV have been developed to evaluate the consequence of core disruptive accidents in liquid-metal cooled fast reactors. The present study has extended the number of nodes in a structure model of SIMMER code from a conventional fixed two-node model to a multi-node model. The number of nodes can be specified automatically or manually. The model also treats the effect of nuclear heating and axial heat transfer models. The model was validated by basic verification calculations. The model alleviates the limitation of conventional model significantly as well as improves the reliability and accuracy of fast reactor safety analyses. This study is expected to contribute to the design study of recriticality-free concept.

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