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Validation study on SFR core bowing codes using Joyo ex-core experiment data; Single duct bowing benchmark

「常陽」炉外試験データを用いたナトリウム冷却高速炉の炉心湾曲コードの妥当性確認; 単体ダクト湾曲のベンチマーク

大釜 和也   ; 堂田 哲広  ; 上羽 智之 ; 二神 敏  ; 田中 正暁  ; 山野 秀将   ; 太田 宏一*; 尾形 孝成*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*

Ohgama, Kazuya; Doda, Norihiro; Uwaba, Tomoyuki; Futagami, Satoshi; Tanaka, Masaaki; Yamano, Hidemasa; Ota, Hirokazu*; Ogata, Takanari*; Wozniak, N.*; Shemon, E.*; Feng, B.*

ナトリウム冷却高速炉の安全評価の精度向上のため、炉心変形による反応度を現実的に評価する手法の開発が必要である。炉心を構成する集合体の熱湾曲解析モデルの妥当性を確認することを目的に、「常陽」燃料集合体の単体ダクトの熱湾曲試験を対象としたベンチマーク解析を日米共同で実施した。解析結果と試験結果の比較から、両国の炉心湾曲コードは単体ダクトの水平変位の軸方向分布とダクトパッド部の接触荷重を合理的に予測できることがわかった。

To enhance the accuracy of the safety evaluations in sodium-cooled fast reactors, it is necessary to develop a method to realistically evaluate the reactivity caused by core deformation. In this regard, Japan and the United States jointly conducted a benchmark analysis of thermal bowing experiments of a single duct of Joyo-type fuel assembly. The aim was to confirm the validity of the core bowing analysis codes. Comparisons of analysis and test results revealed that the core bowing analysis codes used by both countries were able to reasonably predict the axial distribution of horizontal duct displacement of a single duct due to thermal bowing and the contact load on the duct pad.

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