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論文

Development of severe accident simulation code for sodium-cooled fast reactors: SIMMER-V, 2; Development and verification of detailed fuel pin model

石田 真也; 田上 浩孝; 岡野 靖; 山野 秀将; 久保 重信; 飛田 吉春

Proceedings of 11th European Review Meeting on Severe Accident Research Conference (ERMSAR 2024) (Internet), 10 Pages, 2024/05

The new detailed fuel pin model has been developed in the SIMMER-V code to simulate thermal and mechanical behavior of the fuel pin from accident initiation to fuel pin failure. The SIMMER code has mainly been developed to simulate the event progression in Transition Phase (TP), and the Initiating Phase (IP) was simulated by the SAS4A code and the results of the SAS4A code were taken over as the initial conditions of the SIMMER code. The transfer of data between codes causes discontinuities due to differences in geometric models and analysis models. There is an additional issue that SIMMER has no analytical model applicable to reactor cores with complex geometry. To solve these issues, the improved SIMMER code, SIMMER-V, is being developed by introducing a detailed and flexible model to simulate fuel pin failure in the IP. This paper describes the development of the new detailed fuel pin model, the construction of the verification matrix, and the results of the verification.

論文

Study on the discharge behavior of the molten-core materials through the control rod guide tube; Investigations of the effect of an internal structure in the control rod guide tube on the discharge behavior

加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09

炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。

口頭

France-Japan collaboration on severe accident studies in sodium-cooled fast reactors, 5; IGR programs interpretation and the SIMMER code validation

加藤 慎也; 今泉 悠也; 松場 賢一; 神山 健司; 山野 秀将; 久保 重信; Dufour, E.*; Trotignon, L.*; Payot, F.*

no journal, , 

原子力機構(JAEA)とCEAは、2020年以降、SIMMERコードを検証するための共同研究を進めている。この枠組みにおいて、原子力機構とCEAは、カザフスタンのIGR研究炉で実施されたEAGLEプログラムの炉内試験に関する共同解釈に基づき、SIMMER計算を相互に実施してきた。本件では、SIMMERコードのモデル検証のための計算結果と実験結果の比較を示し、この共同研究の下でのSIMMER検証の進展と成果を報告する。

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