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Validation of the fast reactor plant dynamics analysis code Super-COPD using FFTF loss of flow without scram test #13

FFTF LOFWOS No.13試験を用いた高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDの妥当性確認

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

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

高速炉プラント動特性解析コードSuper-COPDのスクラム不作動流量喪失事象に対する妥当性確認のため、FFTFの受動的安全性試験LOFWOS No.13試験を対象としたIAEAベンチマークに参加した。ブラインドフェーズで課題として抽出された燃料集合体出口温度及び全反応度の評価精度向上のため、集合体間熱移行及び集合体間ギャップ部流れを考慮した全炉心モデル及び炉心湾曲反応度簡易評価モデルを導入した。最終フェーズ解析の結果、2次ピーク時の集合体出口温度を良好に再現するとともに、全反応度の実測値の挙動を概ね評価できたことから、LOFWOSに対するSuper-COPDの妥当性を確認した。

To validate the fast reactor plant dynamics analysis code Super-COPD for the loss of flow without scram (LOFWOS) event, we participated in the IAEA benchmark for the LOFWOS test No.13 performed at the FFTF as one of the passive safety demonstration test. In the blind phase, there were challenges to reproduce outlet temperatures of fuel assemblies and the total reactivity. To improve the evaluation accuracy of them, the whole core model considering the radial heat transfer and interwrapper flow and the simplified assembly bowing reactivity model were introduced. As a result of the final phase, the second peak of outlet temperatures was reproduced successfully, and the total reactivity could generally follow the measured data. Super-COPD was validated for the LOFWOS event.

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