シビアアクシデント統合評価解析コードSPECTRAを用いた炉心損傷解析

Numerical simulation of accidents involving core damage with integrative severe accident analysis code, SPECTRA

石田 真也  ; 内堀 昭寛 ; 岡野 靖

Ishida, Shinya; Uchibori, Akihiro; Okano, Yasushi

本研究では、炉心損傷事故の起因過程から遷移過程までの一貫解析も可能な炉心損傷挙動評価モジュールの開発を行い、ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時の原子炉全体の挙動を一貫して評価する解析コードSPECTRAに導入した。本モジュールを含むSPECTRAの統合的な妥当性確認の一環として、混合酸化物(MOX)燃料炉心における炉心流量喪失時原子炉停止機能喪失事象(ULOF)を対象とした解析を実施し、冷却材の沸騰から燃料ピンの破損、損傷領域の拡大に至るまでの高速炉の炉心損傷事故を評価するための機能がSPECTRAに備わっていることを確認した。

no abstracts in English