マルチスケール解析によるナトリウム冷却高速炉の熱過渡現象評価手法の整備,1; 解析手法整備の概要

Development of multiscale numerical simulation method for thermal transient phenomena of sodium-cooled fast reactors, 1; Outline of simulation method development

田中 正暁  ; 檜山 智之 ; 村上 諭*; 堂田 哲広  ; 大島 宏之

Tanaka, Masaaki; Hiyama, Tomoyuki; Murakami, Satoshi*; Doda, Norihiro; Ohshima, Hiroyuki

ナトリウム冷却高速炉の更なる安全性強化の観点から、熱過渡現象評価手法の高度化を目的として、複数の解析コードを連携させ、プラント全体挙動から、炉上部プレナム等の多次元熱流動現象評価、さらに局所的な構造健全性評価を対象とする解析評価手法を整備する。本報では、その整備概要について報告する。

In order to improve the accuracy of the numerical estimation method for the thermal transient phenomena in the sodium-cooled fast reactor has been conducted by using code coupling technology with the system analysis code for plant dynamics analysis, the multi-dimensional code for analysis of thermal-hydraulics in the plenum, and numerical estimation code of structural integrity for the local region, in viewpoint of enhancement of safety measures in sodium-cooled fast reactor. In this presentation, outline of simulation method development is introduced.