[3L05-11] Fast Reactor Thermal Hydraulics

[3L07] Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor

(6)Model development for applicability expansion of simulation system

*Akihiro Uchibori¹, Yasushi Okano¹, Takashi Takata¹ (1. JAEA)

Keywords:Sodium-cooled fast reactors, Severe accident, Safety evaluation, Numerical simulation

革新的ナトリウム冷却高速炉を対象に、統合安全性評価シミュレーション基盤システム（SPECTRAコード）の適用性拡張を進めている。本件では、研究の全体概要、並びに炉内側質点系冷却材挙動モデルの基本構築と妥当性確認結果を報告する。