ナトリウム冷却高速炉に対するシビアアクシデント統合評価解析コードSPECTRAの開発

Development of severe accident integrated analysis code, SPECTRA for sodium-cooled fast reactors

内堀 昭寛 ; 曽根原 正晃 ; 青柳 光裕 ; 川田 賢一   ; 高田 孝  ; 大島 宏之

Uchibori, Akihiro; Sonehara, Masateru; Aoyagi, Mitsuhiro; Kawada, Kenichi; Takata, Takashi; Ohshima, Hiroyuki

ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAを新たに開発している。炉内側については、多次元圧縮性混相流解析モデルと、散逸粒子動力学法に基づく溶融燃料挙動解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む多成分気相に対する質点系熱流動解析手法をベースとし、ナトリウム燃焼,ナトリウム-コンクリート相互作用,デブリ-コンクリート相互作用に対する解析モデルを構築した。原子炉容器液位確保機能喪失事象を対象とした解析を実施し、炉内/炉外一貫評価を行うための基本的な機能を確認した。

A computational code, SPECTRA was developed for integrated analysis of in- and ex-vessel phenomena during severe accidents in sodium-cooled fast reactors. SPECTRA consists of in- and ex-vessel modules which have a thermal hydraulics module as a base part. The in-vessel thermal hydraulics module computes complicated multi-dimensional behavior of liquid sodium and gas by using the multi-fluid model considering compressibility. Relocation of a molten core is computed by the dissipative particle dynamics method. A lumped mass model was employed for computation of ex-vessel multi-component gas flow including aerosols. Analytical models for sodium fire, sodium-concrete interaction, and debris-concrete interaction were integrated into the ex-vessel module. Basic capability of SPECTRA was demonstrated through analysis of a loss of reactor level event of a loss of reactor level event.