高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDによるFFTF LOFWOS No.13試験のベンチマーク解析

Benchmark analysis of FFTF unprotected loss of flow without scram test No.13 with fast reactor plant dynamics analysis code Super-COPD

浜瀬 枝里菜 ; 大釜 和也   ; 河村 拓己*; 堂田 哲広  ; 山野 秀将   ; 田中 正暁  

Hamase, Erina; Ohgama, Kazuya; Kawamura, Takumi*; Doda, Norihiro; Yamano, Hidemasa; Tanaka, Masaaki

高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの予測精度向上のため、スクラム不作動事象に対して、反応度フィードバックを考慮可能な一点炉動特性モデルを含むプラント全体の解析モデルの妥当性確認が必要である。そこで、流量喪失型事象に着目し、米国高速中性子束試験炉FFTF受動的安全性試験を対象としたIAEAベンチマーク解析に参加した。第1フェーズのブラインド解析において、ガス膨張機構や炉心湾曲等の反応度を考慮した解析を行い、実測値の過渡挙動を概ね再現できることを確認するとともに、今後の課題として、ギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することや、原子炉容器上部プレナム内の複数領域分割または多次元モデル化及び径方向熱移行量をより精度よく評価可能な炉心モデルへ変更することを抽出した。

Validation of an analysis model for a plant dynamic analysis code named Super-COPD including neutronics calculation of a one-point reactor kinetics model necessitates the further work on the beyond design basis accident. Therefore, JAEA participated in IAEA benchmark for Loss of Flow without Scram (LOFWOS) test No.13 performed at the Fast Flux Test Facility (FFTF), and the transient analysis at the first blind phase considering with major reactivity feedback mechanisms was carried out. It was observed that the whole plant dynamics analysis could follow the measured data. As a future work, the gap conductance model for transient, the upper plenum of reactor vessel with dividing several regions or multi-dimensional modeling, and the core model that can evaluate the radial heat transfer rate more accurately will be refined.