Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR, 2; Validation study of sodium fire model in CONTAIN-LMR

高速炉格納容器内事象解析コードCONTAIN-LMRの開発,2; ナトリウム火災解析モデルの妥当性確認

大野 修司  ; 牧野 徹; 小野 功*; 清野 裕 

Ohno, Shuji; Makino, Toru; Ono, Isao*; Seino, Hiroshi

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時格納容器内事象進展を扱う安全性解析コードCONTAIN-LMRのうちナトリウム燃焼解析モデルを対象として、ナトリウム漏えい燃焼試験の解析を通じた妥当性確認を行った。空気雰囲気中における単一液滴の落下燃焼試験、スプレイ燃焼試験、及びプール燃焼試験の解析を実施した結果、ナトリウムの燃焼とそれに伴うガスの温度・圧力並びに構造物の温度の推移を適切に計算できることを確認した。

The CONTAIN-LMR code is being developed in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to utilize for the quantitative assessment of accident consequences considered in sodium-cooled fast reactor (SFR) plant. Out of various physical and chemical behaviors treated in the code, this paper describes sodium fire related study issues such as computational modeling and its validation activities with focusing on important evaluating targets. Sodium pool and spray fire model validation practices are presented through the numerical analyses of sodium leak and fire experiments performed in the SAPFIRE facility.