Development of validation matrix of fuel assembly thermal-hydraulics sub-channel analysis code for sodium-cooled fast reactors

ナトリウム冷却高速炉のための燃料集合体内熱流動サブチャンネル解析コードの妥当性確認マトリックスの開発

菊地 紀宏  ; 吉川 龍志  ; 田中 正暁  

Kikuchi, Norihiro; Yoshikawa, Ryuji; Tanaka, Masaaki

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料集合体の安全設計では、信頼性の高い燃料集合体内の熱流動評価が必要である。原子力機構では、燃料集合体内の熱流動を評価するためサブチャンネル解析コードASFREを開発してきた。そのコードの信頼性を確認するため、AESJやASMEの標準に従いV&Vを実施する必要がある。本研究では、これまでに実施してきたValidationが十分か系統的に確認するために、まず現象の重要度ランク表を作成し、妥当性確認において着目する重要度が高い現象を抽出した。次に、妥当性確認の充足性を確認するために、妥当性確認マトリックスを作成し、集合体内の重要現象を解くためのコードの必須モデルと妥当性確認に必要な実験を整理した。

An in-house subchannel analysis code called ASFRE have been developed to evaluate fuel assembly (FA) thermal-hydraulics in sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, models to solve the important phenomena in the FA and necessary experiments for validation were listed systematically in order to assess the reliability of the codes, through developing an importance ranking table for the phenomena and a validation matrix according to the guide-line for the verification and validation (V&V). The ranking table was developed to decide the priority for validation. In addition, a validation matrix of experimental data and numerical models in the codes for the high priority phenomena in the ranking table were developed to confirm the sufficiency of the validation process.