ナトリウム燃焼影響解析評価手法の開発研究

Current status of sodium fire analysis code system development and validation

大野 修司  ; 浜瀬 枝里菜 

Ohno, Shuji; Hamase, Erina

原子力機構では、高速炉プラントの冷却材ナトリウムが万一空気中へ漏えいして燃焼する場合の建物内熱影響を予測する数値解析コードを開発整備し、その解析性能をナトリウム燃焼試験データとの比較等によって確認・評価する研究を実施している。本報では、この解析コード検証・妥当性確認の現況を述べる。妥当性確認は、評価の対象・目的に応じた重要現象・支配因子に焦点を絞って進めている。重要評価事象の一つである大規模スプレイ漏えい燃焼については、雰囲気多次元熱流動を考慮したナトリウム燃焼解析コードの活用が有効であることを示す。

Validation study of numerical analysis tools has been underway in the Japan Atomic Energy Agency in order to establish a safety evaluation method for sodium leak and fire accident postulated in sodium-cooled fast reactor plants. This paper describes briefly the current status of sodium fire analysis codes development and validation activities, emphasizing that the code validation is performed with focusing on important phenomena and dominant factors for accident consequence. It is also demonstrated from a numerical experiment that one of the important evaluating issues of large-scale sodium spray leak and fire would be predicted more realistically and precisely by a three-dimensional sodium fire analysis code since it would enable the estimation of local effect; i.e. the oxygen deficiency behavior in the spray fire region.