高速炉格納容器内事象解析コードCONTAIN-LMRの開発; ナトリウム-コンクリート反応解析モデルの検証

Development of fast reactor containment safety analysis code, CONTAIN-LMR; Validation study of sodium-concrete reaction model

河口 宗道   ; 山本 郁夫; 清野 裕 

Kawaguchi, Munemichi; Yamamoto, Ikuo; Seino, Hiroshi

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時における格納容器内の事象進展挙動を解析する計算コードCONTAIN-LMRを開発してきた。同コードのナトリウム-コンクリート反応解析モデル(SLAM)について、開発状況及び検証例を報告する。

The CONTAIN-LMR code has been developed in Japan Atomic Energy Agency (JAEA) for the quantitative assessment of severe accident consequences in sodium-cooled fast reactor (SFR). We will present results of the development and validation for the sodium-concrete reaction model (SLAM) in this code.