[3P07-10] Safety evaluations for a fast reactor 5

[3P09] Development of Estimation Technology for Availability of Measure for Failure of Containment vessel in Sodium Cooled Fast Reactor

(11)Development of Heat Transport Model in Multi-Dimensional Sodium Combustion Analysis Code

＊Mitsuhiro Aoyagi¹, Shuji Ohno¹, Masayoshi Uno² (1.JAEA, 2.University of Fukui)

Keywords:Sodium Cooled Fast Reactor, Sodium Fire, Multi Dimensional Analysis

本研究ではナトリウム冷却高速炉の格納容器へ負荷を与えうるリスクの一つとされるナトリウム漏えい燃焼事象に着目し、ナトリウム燃焼時の熱影響詳細評価手法の開発を行っている。本報では燃焼熱の熱移行に関係する乱流モデルの整備について報告する。