ナトリウム冷却高速炉の炉心溶融事故評価技術; 核熱流動連成解析コードシステムの開発

Evaluation technology of core melt accidents in sodium-cooled fast reactors; Development of a coupled neutronic and thermal-hydraulic analysis code system

石田 真也  ; 田上 浩孝*; 飛田 吉春*; 川田 賢一   ; 守田 幸路*

Ishida, Shinya; Tagami, Hirotaka*; Tobita, Yoshiharu*; Kawada, Kenichi; Morita, Koji*

ナトリウム冷却高速炉の炉心溶融事故時には、炉心物質の熱流動的な挙動と核的な挙動が密に作用し合うため、事故評価においてもそれらの挙動を連成した解析を実施する必要がある。核熱流動連成解析を目的に、起因過程解析コードSAS4A、遷移過程解析コードSIMMERを、日欧米で協力して数十年にわたり開発してきた。本稿ではSAS4AとSIMMERの開発経緯と概要、国内高速炉の安全審査等への適用例について解説する。

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