Code development for core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故のためのコード開発

越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将   ; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 細田 誠吾*; 上原 靖*; 山本 雄一*; 氷見 正司*; 小境 博*; 平野 悦丈*; 清水 泉介*; 大上 雅哉*

Koshizuka, Seiichi*; Liu, J.*; Morita, Koji*; Arima, Tatsumi*; Zhang, S.*; Tobita, Yoshiharu; Yamano, Hidemasa; Ito, Takahiro*; Naito, Masanori*; Shirakawa, Noriyuki*; Hosoda, Seigo*; Uehara, Yasushi*; Yamamoto, Yuichi*; Himi, Masashi*; Kozakai, Hiroshi*; Hirano, Etsujo*; Shimizu, Sensuke*; Oue, Masaya*

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名付けられたコンピューターコードを開発している。圧縮性と非圧縮性流れのための統一アルゴリズム,固体デブリを有する流動、及び自由界面に対するアルゴリズムの改善について、理論的研究も実施している。コード検証の流れは、SIMMER-IIIコードの検証の経験を活用して構築された。COMPASSはCDAにおける個別現象に対して用いられるが、全炉心を対象とするときはSIMMER-IIIにより解析される。COMPASSは大型高速炉のCDAにおける再臨界を回避するためのダクト破損と燃料流出過程を詳細に明らかにすることが期待される。

A computer code, named COMPASS (Computer Code with Moving Particle Semi-implicit for Reactor Safety Analysis), is being developed for various complex phenomena of core disruptive accidents (CDAs) in sodium-cooled fast reactors (SFRs). Theoretical studies are performed about a unified algorithm for compressible and incompressible flows, fluid flow with solid debris, and algorithm improvement for free surface flows. Code verification and validation procedures are established by exploiting the past experiences in those of SIMMER-III code. COMPASS will be used for separated phenomena in CDAs, while the whole core will be analyzed by SIMMER-III. COMPASS is expected to clarify the detailed process in duct wall failure and fuel discharge to avoid re-criticality during CDAs in large size SFRs.