[N51-54] 高速炉の安全評価3

[N53] Validation of a numerical model of solid-liquid flow for freezing and blockage formation of molten fuel in the core disruptive accident of FBR

^〇Mitsuhiro Aoyagi¹, Kenji Kamiyama¹, Yoshiharu Tobita¹, Tohru Suzuki¹ (1.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:Sodium Cooled Fast Reactor, Core Disruptive Accident, Material Relocation, SIMMER

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷時における溶融燃料流出挙動の評価精度向上のため、高速炉安全解析コードSIMMERの解析モデルを検証した。溶融燃料の固化・閉塞挙動に関する固液混相流の解析モデルを既往試験との比較によって検証し、SIMMERコードで実現象をより適切に再現できるようモデルを改良した。