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,11; システム適用性拡張及びユーザー利便性向上

Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor, 11; Improvement of simulation system applicability and user convenience

内堀 昭寛 ; 曽根原 正晃 ; 青柳 光裕 ; 岡野 靖; 高田 孝  

Uchibori, Akihiro; Sonehara, Masateru; Aoyagi, Mitsuhiro; Okano, Yasushi; Takata, Takashi

革新的ナトリウム冷却高速炉を対象に、統合安全性評価シミュレーション基盤システムとしてSPECTRAコードの開発を進めている。その一環として、プラント全体への適用性拡張に資する炉内側質点系冷却材挙動モジュール、及び、ユーザー利便性向上ツールを構築した。質点系モジュールについて、多次元メッシュと接続した体系を用い、圧縮性気液二相流実験を解析することで妥当性を確認した。ユーザー利便性向上としては、AI設計ツールが単変数問題で最適解に到達することを確認した。入力データの作成と解析作業の品質保証を支援するGUIツールも構築した。

A new computational code, SPECTRA, has been developed as a base simulation system for integrated safety evaluation of advanced sodium-cooled fast reactors. In this study, a lumped mass module for in-vessel coolant behavior and user convenience improvement tool were constructed. The lumped mass module was validated through the analysis of a compressible gas-liquid two-phase flow experiment by using the computational domain connected with a multidimensional mesh. As user convenience improvement, the AI-driven design tool successfully found an optimum solution in a single parameter problem. The GUI tool supporting creation of a input data and quality assurance of analysis work was also constructed.