Development of physical models to simulate disrupted core in metal-fuel sodium-cooled fast reactors

金属燃料ナトリウム冷却高速炉の損傷炉心を模擬するための物理モデルの開発

Tagami, Hirotaka*; Okano, Yasushi; Yamano, Hidemasa

The metal-fuel specific physical models for uranium-iron eutectic reaction and metal fuel pin behavior have been developed and incorporated into the SIMMER-III/IV code for safety analyses of metal-fuel sodium-cooled fast reactors. The TREAT M6 experimental analysis was performed to validate the metal-fuel pin model.

発表言語	:	English
掲載資料名	:	Proceedings of 21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21) (Internet)
巻	:
号	:
ページ数	:	12 Pages
発行年月	:	2025/08
発表会議名	:	21st International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-21)
開催年月	:	2025/08
開催都市	:	Busan
開催国	:	Korea
キーワード	:	sodium-cooled fast reactor; Metal Fuel; CDA; SIMMER; TREAT Reactor

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受委託・共同研究相手機関	:	経済産業省

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登録番号 : BB20241909
抄録集掲載番号 : 54000174
論文投稿番号 : 30568

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