State-of-the-art computational method for safety evaluation of sodium-cooled fast reactor

ナトリウム冷却高速炉の安全性評価に関する最新の数値解析手法

内堀 昭寛 ; 青柳 光裕 ; 曽根原 正晃 ; 岡野 靖; 高田 孝*

Uchibori, Akihiro; Aoyagi, Mitsuhiro; Sonehara, Masateru; Okano, Yasushi; Takata, Takashi*

ナトリウム冷却高速炉に代表される革新炉に対し、安全性評価やそれに基づく設計最適化を自動に行うARKADIAを開発している。安全性評価を目的としたARKADIA-Safetyの基盤技術として、シビアアクシデント時の炉内/炉外事象を一貫して評価する解析コードSPECTRAの整備が必要である。炉内側については、多次元圧縮性混相流と溶融燃料の移行挙動に対する連成解析モデルを構築した。炉外側については、エアロゾルを含む圧縮性多成分気相に対する質点系解析手法をベースとし、Na燃焼等の炉外事象に対する解析モデルを構築した。ナトリウム漏えいを起因とする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。

The ARKAIDA has been developed to realize automatic optimization of plant design from safety evaluation for the advanced reactors represented by a sodium-cooled fast reactor. A new computational code, SPECTRA, for integrated analysis of in- and ex-vessel phenomena during severe accidents in sodium-cooled fast reactors is a key technology of ARKAIDA-Safety which aims for safety evaluation. The in-vessel thermal hydraulics module in this code includes coupled analytical models for multidimensional multifluid model considering compressibility and relocation of a molten core. A lumped mass model is employed for computing behavior of ex-vessel compressible multicomponent gas including aerosols. This model is coupled with the models for ex-vessel phenomena such as sodium fire. Loss of reactor level event starting from leakage of sodium coolant was computed. Basic capability to evaluate severe accident progress was demonstrated through this analysis.