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A Three-dimensional neutronics-thermohydraulics simulation of core disruptive accident in sodium-cooled fast reactor

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故の3次元核熱流動シミュレーション

山野 秀将   ; 飛田 吉春; 藤田 哲史

Yamano, Hidemasa; Tobita, Yoshiharu; Fujita, Satoshi

SIMMER-III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解析コードである。SIMMER-IIIは許認可のための高速炉安全解析の標準解析ツールとなると期待されていることから、同コードは十分ロバストで信頼できることを実証されねばならない。そのため、同コードの体系的検証計画が欧州研究機関と協力して実施されてきた。SIMMER-IIIをそのまま三次元に拡張したSIMMER-IVが開発された。最近では、SIMMER-IVの並列化を進め、利用可能な計算機資源でSIMMER-IVを実機解析に適用することが可能となった。より現実的な事故シナリオを明らかにするため、SIMMER-IVを用いた三次元解析結果を示す。

The SIMMER-III code is a 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 transport kinetics model. Since SIMMER-III is expected to become a standard tool for fast reactor safety analysis with likely application to licensing calculations, the code must be demonstrated to be sufficiently robust and reliable. For this purpose, a systematic assessment program of the code has been conducted in cooperation with European partners. The development of SIMMER-IV has been performed to be a direct extension of SIMMER-III to three dimensions. Recently, the parallelization of SIMMER-IV has been made to allow applications to reactor calculation within available computational resource. A three-dimensional calculation with SIMMER-IV is presented to indicate more realistic accident scenario.

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分野:Nuclear Science & Technology

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