[1G13-18] Thermal Hydraulics in Fast Reactor

[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。