シビアアクシデント統合評価解析コードSPECTRAのナトリウム燃焼モジュール開発; F7-1プール燃焼実験解析を通じたMELCORコードとのコード間比較

Development of the sodium fire module in integrated severe accident analysis code, SPECTRA; Code-to-code comparison with the MELCOR code through the benchmark analysis of the F7-1 pool fire test

青柳 光裕 ; 内堀 昭寛 ; 高田 孝  ; Louie, D. L. Y.*

Aoyagi, Mitsuhiro; Uchibori, Akihiro; Takata, Takashi; Louie, D. L. Y.*

ナトリウム冷却高速炉の統合安全性評価ツールとして、SPECTRAコードの開発が進められている。本研究では、ナトリウムプール燃焼モデルの開発として、F7-1プール燃焼実験のベンチマーク解析を通じて実験結果との対比やコード間比較を実施して、モデルの検証および妥当性確認を行った。解析の結果、プール燃焼モデルの抽出元であるSPHINCSの結果と非常によく一致し、モデル実装が適切であることが確認された。またプール燃焼率の上昇等は、実験やMELCORの結果とも良好に一致し、SPECTRAのプール燃焼モデルは概ね妥当であることも確認された。一方で、初期のガス温度の立ち上がり挙動や、ナトリウム供給停止後の燃焼率等については実験やMELCORコードとの差異が比較的大きく、今後の検討課題である。

The SPECTRA code has been developed as an integrated simulation system for severe accident evaluation in a sodium cooled fast reactor. In this study, the sodium pool fire model of SPECTRA is accessed through the benchmark analysis of the F7-1 pool fire experiment. As well as the comparison with the experimental data, the SPECTRA result is also compared to the results of the MELCOR and SPHINCS codes. All the SPECTRA results well agree with the results of SPHINCS from which the pool fire model of SPECTRA is adapted. The comparisons with MELCOR and experiment show also reasonable agreements in the essential pool fire behavior. The principal difference is the combustion rare after sodium supply stopping especially in the comparison with the experiment. This affects smaller temperature decreasing of the pool, catch-pan, and gas in SPECTRA. Such differences should be investigated more in the future works.