2023 Fall Meeting

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Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 304-1 Thermal Hydraulics, Energy Conversion, Energy Transfer, Energy Storage

[1G13-18] Thermal Hydraulics in Fast Reactor

Wed. Sep 6, 2023 4:10 PM - 5:50 PM Room G (ES Bildg. 2F ES021)

Chair:Naoya Odaira(Kyoto Univ.)

4:40 PM - 4:55 PM

[1G15] Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor

(12) Validation of RVACS model for PRISM-type reactor condition

*Takashi Abe1, Kazuhiro Fujimata1, Hirotaka Nakahara1, Mitsuhiro Aoyagi2 (1. HGNE, 2. JAEA)

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

PRISM型原子炉へのシミュレーション適用性拡張として、受動的崩壊熱除去系RVACSに対する解析モデルを構築した。実機条件においてRVACSモデルを適用した解析を実施し、CFDによる解析結果と比較することで妥当性を確認した。