[3D09-13] Methodology Development

[3D12] Development of fundamental numerical simulation system for integrated safety evaluation in various innovative sodium-cooled fast reactor

(15) Development and verification of disrupted core evaluation module

*Shinya Ishida¹, Akihiro Uchibori¹, Yasushi Okano¹ (1. JAEA)

Keywords:Sodium-cooled fast reactor, Severe accident, SPECTRA, Disrupted core evaluation module

ナトリウム冷却高速炉（SFR）におけるシビアアクシデント時の炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAの開発が進められている。本報では、炉心損傷事故時の炉心部の評価のため、炉心損傷挙動評価モジュールの開発を行い、検証解析を行った結果について報告する。