多様な革新的ナトリウム冷却高速炉における統合安全性評価シミュレーション基盤システムの開発,1; 公募全体計画概要

Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor, 1; Overall plan for development of systems

高田 孝*; 中原 宏尊*; 鈴木 徹*; 大石 佑治*

Takata, Takashi*; Nakahara, Hirotaka*; Suzuki, Toru*; Oishi, Yuji*

革新的原子力システムであるナトリウム冷却高速炉を対象とし、シビアアクシデント時の炉内/炉外事象を一貫して解析するSPECTRAコードをベースとした安全性評価技術を構築している。今後4年間の開発では、AIを用いた設計最適解探索技術の開発、入力データのGUI化、解析作業の品質保証活動の自動化を行うと共に、小型モジュール高速炉(金属燃料)であるPRISM型原子炉への適用を行う。また、現状不確かさが大きい燃料等の溶融時の熱物性について最新技術での計測を行い、数値解析精度の向上に資すると共に基盤データベースの拡充を行う。

A safety evaluation technology which is based on the SPECTRA code for integrated analysis of in- and ex-vessel phenomena during severe accidents in sodium-cooled fast reactors has been developed. The development in the next four years includes an in-vessel lumped mass model, a core damage model, application of SPECTRA for a PRISM-type reactor, a design optimization method by artificial intelligence, a graphical user interface for input data construction, and an automation tool of quality assurance. Furthermore, thermal properties of molten fuels will be measured by a state-of-the-art technology for enlargement of basic database.