財団法人 電力中央研究所

電力中央研究所 研究報告書(電力中央研究所報告)
[CRIEPI Research Report]

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研究報告書 詳細情報
[Detailed Information]

報告書番号 [Report Number]
L07004
タイトル
プラント動特性解析コードCERESの検証―小型高速炉を対象としたSAS4A/SASSYS-1コードとの比較―
[Title]
Verification of the plant dynamics analytical code CERES - Comparison with the SAS4/SASSYS-1 code based on the analysis of the small fast reactor -
概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)
高速炉用のプラント動特性解析コードCERESの検証のため、米国ANLにより開発され、多数の実プラント解析実績により検証された高速炉用のプラント動特性解析コードSAS4A/SASSYS-1とのコード対コードの比較を実施した。対象は、4S炉[4](2006年8月設計段階)の外部電源喪失事象およびULOF事象である。
その結果、(1)定格運転状態において、SAS4A/SASSYS-1の解析結果はCERESときわめてよく一致した。これにより両コードにおいて、定常状態における、径方向熱移行も含めた炉心マルチチャンネルモデルの熱的バランスが正しく得られていることが確認された。(2)ULOF事象の解析において、反応度のピーク発生時間、大きさにおいてほぼ同様の値を示し、また、炉心出入口温度や、IHX1次、2次系出入口温度の特異的な推移もほとんど同じ推移を予測した。また、外部電源喪失事象の解析においても、RVACSやIRACS除熱量についてほぼ同様の値を示し、また、IHX2次系出入口温度は良い一致を示した。(3)SAS4A/SASSYS-1で、炉上部プレナムに完全混合モデルを用いたことから、炉上部に低温のナトリウムが流出する外部電源喪失事象の場合、両コードにおいてIHX1次系入口温度に差が生じたが、SAS4A/SASSYS-1における単純1次元成層化モデルの適用により、CERES のプレナムモデルの妥当性が確認された。
以上により、CERESの自然循環時の流動や炉心反応度解析能力が確認された。
[Abstract]
The CERES was validated by the comparison of code to code with a plant dynamics analysis code SAS4A/SASSYS-1. SAS4A/SASSYS-1 is developed by Argonne National Laboratory (USA), and, it has been verified by the FFTF/EBR-II analysis results. The loss-of-offsite-power event (TBO) and the unprotected-loss-of-flow event (ULOF) of 4S reactor (August 2006 design) were analyzed by both codes. The results as follows;
(1) In the steady state calculation, the results of the SAS4A/SASSYS-1 agreed with those of the CERES extremely well. From the result, thermal balance of the reactor core multi-channel model in both code including the core radial direction heat transient was confirmed. (2) Both codes showed an almost similar value in the peak value and the peak occurrence time of reactivity feedback in the ULOF event analysis. And, almost same transition was predicted for the reactor core inlet/outlet temperature, the IHX temperature, and the secondary system temperatures. In the analysis of the TOB event, an almost similar value was predicted for the RVACS and the IRACS heat removal rate, and the IHX secondary system temperature showed a good accordance. (3) The difference in the IHX primary inlet temperature in both codes were observed in the TOB event that the low temperature sodium flows out to the upper plenum because the complete-mix model for the core upper plenum was used in the SAS4/SASSYS-1. However, the validity of the plenum model of CERES was confirmed by applying the simple one-dimensional stratification model in the SAS4A/SASSYS-1.
Therefore, the fundamental abilities of the CERES to analyze natural circulation and the core reactivity feedback were able to be confirmed.
報告書年度 [Report's Fiscal Year]
2007
発行年月 [Issued Year / Month]
2008/07
報告者 [Author]

担当

氏名

所属

西 義久

原子力技術研究所 新型炉領域

植田 伸幸

原子力技術研究所 新型炉領域

Thomas Fanning

アルゴンヌ国立研究所 炉解析&エンジニアリング部

西村 聡

原子力技術研究所 新型炉領域

F. E. Dunn

アルゴンヌ国立研究所 炉解析&エンジニアリング部

キーワード [Keywords]
和文 英文
プラント動特性 Plant Dynamics
解析コード Analytical Code
熱流動 Thermal Hydraulics
高速増殖炉 Fast Breeder Reactor
自然循環 Natural Circulation
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