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,2; 統合安全性評価シミュレーション適用性拡張

Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor, 2; Development plan of integrated numerical simulation system for severe accident analysis

内堀 昭寛 ; 川田 賢一   ; 青柳 光裕 ; 高田 孝*; 中原 宏尊*; 阿部 崇*

Uchibori, Akihiro; Kawada, Kenichi; Aoyagi, Mitsuhiro; Takata, Takashi*; Nakahara, Hirotaka*; Abe, Takashi*

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、SPECTRAの適用性拡張を目的とした炉内冷却材挙動質点系モデルの構築、小型炉特有の自然通風型崩壊熱除去系RVACSに対する解析モデルの構築、及び小型モジュール高速炉であるPRISM型原子炉への適用を行う。

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 a lumped mass model of in-vessel coolant behavior, an analytical model for a passive decay heat removal system, RVACS, and application of SPECTRA for the PRISM-type reactor which is a small modular fast reactor.