[2M19-23] Safety Evaluation on Fast Reactor 3

[2M23] Study on Effectiveness Evaluations of Countermeasures against Severe Accidents in Fast Reactor

(5)Validation of Reactor Analytical Model for PLOHS events

*Takero Mori¹, Hiroaki Ohira¹, Masutake Sotsu¹, Yoshitaka Fukano¹ (1. JAEA)

Keywords:Fast Reactor, Protected Loss of Heat Sink, Natural-circulation cooling, Reactor analytical model

自然循環冷却時の炉心部冷却材温度の最適評価を行うために、出力40％までの試験結果により原子炉全集合体解析モデルの検証を行い、最適評価への適用性を検討した。その結果、全集合体解析モデルは自然循環冷却時に卓越する燃料集合体間の径方向熱移行及び流量再配分の現象を考慮して、炉心部冷却材温度を最適評価できることを確認した。