[2H19-23] Advanced Reactor

5:40 PM - 5:55 PM JST(8:40 AM - 8:55 AM UTC)

[2H21] 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

*Sho Fuchita¹, Kazuhiro Fujimata¹, Takashi Abe¹, Hirotaka Nakahara¹, Mitsuhiro Aoyagi², Shinya Ishida² (1. HGNE, 2. JAEA)

Keywords:

Sodium-cooled fast reactor,Metal fuel,Unprotected Loss of Flow,Unprotected Transient Over Power,Computational Fluid Dynamics

PRISM(Power Reactor Innovative Small Module)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。