[3L05-11] Fast Reactor Thermal Hydraulics

[3L08] Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor

(7) Development of RVACS model for application to PRISM-type reactor

*Takashi Abe¹, Hirotaka Nakahara¹, Mitsuhiro Aoyagi² (1. HGNE, 2. JAEA)

Keywords:Sodium-cooled Fast Reactor, Reactor Vessel Auxiliary Cooling System, Natural Circulation, Numerical Simulation

統合安全性評価シミュレーション基盤システムについて、PRISM型原子炉への適用性拡張を進めている。その一環として、空気の自然循環により除熱する受動的崩壊熱除去系RVACSに対応する解析モデルの基本部分を構築し、CFDを用いて検証を行った。