2017年春の年会

講演情報

一般セッション

III. 核分裂工学 » 306-1 原子力安全工学(原子力施設・設備,PSAを含む)

[2M19-23] 高速炉の安全評価3

2017年3月28日(火) 17:10 〜 18:30 M会場 (16号館 16-504教室)

座長:守田 幸路 (九大)

18:10 〜 18:25

[2M23] 高速炉の重大事故防止対策有効性評価に関する検討

(5)崩壊熱除去機能喪失事象評価に用いる原子炉解析モデル

*森 健郎1、大平 博昭1、素都 益武1、深野 義隆1 (1. 原子力機構)

キーワード:高速炉、崩壊熱除去機能喪失、ナトリウム自然循環冷却、原子炉解析モデル

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。