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,18; PRISM型原子炉のSA解析

Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor, 18; Analysis of SA progress in PRISM-type reactor

Fuchita, Sho*; Fujimata, Kazuhiro*; Abe, Takashi*; Nakahara, Hirotaka*; Aoyagi, Mitsuhiro; Ishida, Shinya

PRISM型原子炉を対象に、金属燃料モデルを組み込んだ解析コードSPECTRAによるシビアアクシデント(SA)解析を実施し、汎用CFD解析ツールSTAR-CCM+による解析結果と比較した結果、2次元/3次元モデルに起因する差異を除き適切な評価結果が得られることを確認した。

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発表言語	:	Japanese
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発表会議名	:	日本原子力学会2024年秋の大会
開催年月	:	2024/09
開催都市	:	仙台
開催国	:	日本
キーワード	:	ナトリウム冷却高速炉; 金属燃料炉心; ULOF; UTOP; SPECTRA; CFD

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受委託・共同研究相手機関	:	文部科学省

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登録番号 : BB20240510
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