AbstractThe scope of this benchmark is to assess the capabilities of the best estimate thermal hydraulic codes to simulate the main physical phenomena occurring during an in-vessel break transient within a water-cooled fusion-type reactor: pressurisation of a volume at low initial pressure, critical flow, counter pressure effect, relief into an expansion volume. The results, which are given by the code are of the same order of magnitude. Discrepancies are observed which are mainly due to the different ways the codes simulate the break mass flow rate and the pressurisation of the vacuum vessel.
このベンチマークの範囲は、水冷却型核融合炉内の容器内破断過渡事象中に発生する主要な物理現象、すなわち低初期圧力容積の加圧、臨界流、背圧効果、膨張容積への放出をシミュレートするための最適評価熱水力コードの能力を評価することである。コードによって得られた結果は、同程度のオーダーである。差異が観察されるが、これは主に、コードが破断時質量流量と真空容器の加圧をシミュレートする方法の違いによるものである。