First 3-D calculation of core disruptive accident in a large-scale sodium-cooled fast reactor

大型ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故の初めての3次元計算

山野 秀将   ; 飛田 吉春; 藤田 哲史; Maschek, W.*

Yamano, Hidemasa; Tobita, Yoshiharu; Fujita, Satoshi; Maschek, W.*

SIMMER-IVコンピューターコードは燃料ピンモデルと空間・エネルギー依存中性子輸送動特性モデルを結合した3次元流体力学コードである。本研究では、SIMMER-IVコードを大型ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故に初めて適用することを試みた。この研究では、制御棒を含む3次元的な炉心配位条件で燃料再配置を伴う反応度効果を調べることが主要な点である。その計算により、現設計ではエントランスノズルにおける有意な流動抵抗によって炉心からの燃料流出が阻害されることが示された。また、静的核計算を実施し、異なるスケールの炉心間で基礎的な核特性を比較した。その結果、小型炉心と異なり、大型炉心では内側炉心内で外側で燃料集中が生じると反応度が上昇することが明らかとなった。

The SIMMER-IV computer code is a three-dimensional fluid-dynamics code coupled with a fuel-pin model and a space- and energy-dependent neutron transport kinetics model. The present study attempted the first application of SIMMER-IV to a core disruptive accident in a large-scale sodium-cooled fast reactor. A main point of this study was to investigate reactivity effects with fuel relocation under three-dimensional core representation including control rods. The calculation has indicated that the fuel discharge from the core was disturbed by a significant flow resistance at the entrance nozzle in the current design. Additional static neutronic calculations have been performed to compare basic neutronic characteristics between different scale cores. The static neutronic calculations have clarified that the outward fuel compaction within the inner core increased the reactivity in the large-scale core unlike the small-scale core.