[N01-07] 高速炉の安全評価1

[N02] Development of Integrated Core Disruptive Accident Analysis Code, ASTERIA-FBR

(2) Model overview and code validation of thermo-fluid dynamics module

^〇Yuichi Yamamoto¹, Noriyuki Shirakawa², Tomoko Ishizu³, Hiroshi Endo³ (1.Japan Systems Corporation, 2.The Interactions Research Inc., 3.Japan Nuclear Energy Safety Organization)

Keywords:Fast breeder reactor, Core disruptive accident, Thermo-fluid calculation, ASTERIA-FBR, CONCORD

高速炉炉心損傷挙動解析コードASTERIA-FBRを構成する3つのモジュールの内、熱流動計算部CONCORDのモデル概要と特徴について説明する。CONCORDは、3次元、多相・多成分・多速度場、オイラー座標系の熱流動計算モジュールであり、炉心損傷事故時の溶融燃料の移行挙動や溶融燃料と冷却材が直接接触する激しい燃料冷却材相互作用、炉内構成物質の溶融/凝固の相変化過程等を含む詳細な事象進展を評価することが可能である。CABRI-BI2試験およびTHINA試験を対象にCONCORDコードの検証解析を実施しており、燃料破損後の燃料分散挙動や燃料冷却材相互作用に関するモデルの妥当性について確認している。