2024年春の年会

講演情報

一般セッション

IV. 原子力プラント技術 » 402-1 原子力安全工学(安全設計,安全評価,マネジメント)

[3D09-13] 手法開発

2024年3月28日(木) 14:45 〜 16:05 D会場 (21号館3F 21-312)

座長:菊地 晋(JAEA)

15:30 〜 15:45

[3D12] 多様な革新的ナトリウム冷却高速炉における統合安全性評価シミュレーション基盤システムの開発

(15) 炉心損傷挙動評価モジュールの開発と検証

*石田 真也1、内堀 昭寛1、岡野 靖1 (1. JAEA)

キーワード:ナトリウム冷却高速炉、シビアアクシデント、SPECTRA、炉心損傷挙動評価モジュール

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。

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