高速炉燃料集合体出口部温度ゆらぎ量の解析手法の開発

Development of analytical method for evaluating FBR core outlet temperature fluctuation

村松 寿晴; 前川 勇*; 二ノ方 寿; 青木 忠雄

Muramatsu, Toshiharu; Maekawa, I.*; Ninokata, Hisashi; Aoki, Tadao

高速炉の燃料集合体出口部を対象に冷却材温度ゆらぎ量を解析するコード"NJS3D"を開発し,高速実験炉「常陽」に適用した。炉心上部構造物に高サイクル熱疲労を与えるような冷却材温度ゆらぎは,サーマルストライピング現象として注目され,その現象解明と対策が急がれている。今回のコード開発は,サーマルストライピングを特徴付けるゆらぎ量,ゆらぎ周波数および制限温度のうち,ゆらぎ量の解析を目的として作成されたものである。温度ゆらぎ量は,温度ゆらぎに関する生成,散逸,対流および拡散のバランス式を新たに追加し,平均流Navier-Stokes方程式およびk―乱流モデル方程式と連立して解くことにより評価した。検証は,以下の2つの試験により実施した。(1)円筒パイプモデルによる試験。(2)原型炉模擬7集合体モデルによる試験。(1)の試験解析では,メッシュ効果のサーベイを実施し,1.5mm/meshでその温度への影響は無視し得る程度まで減衰し,実験と解析における平均温度およびゆらぎ量分布はほぼ一致した。2)の試験解析での平均温度は測定値よりも平坦化された値が得られ,ゆらぎ量としては(集合体間流量比)=1.06で過大評価,=0.39で過小評価の傾向が見られた。「常陽」に対する解析では,最大97の温度ゆらぎが計算された。本現象は,いまだ明確なモデル化の手法が確立されておらず,本手法の有効性は今後の定量的評価作業の中でさらに検討する必要がある。

The NJS3D computer code has been developed to analyze sodium temperature fluctuation at the outlet region of FBR subassemblies and applied to Experimental Fast Reactor JOYO. Sodium temperature fluctuation causing high cycle thermal fatigue in the upper core structure is known as thermal striping. This code development work is in the preliminary stage and the code should serve as prototypical evaluation tool for the integrities of structures. The code verification study has been carried out making use of the following experiments: (i)Simple tube model, and (ii)7-assemblies mock-up model. As for (i), the comparison of the analysis with the experiment is good. The mesh effects on temperature fluctuation are negligible for mesh scale 1.5 mm/mesh. As for (ii), temperature fluctuation with flow ratio = 1.06 is overestimated, and one with flow ratio = 0.39 is underestimated. The code has been applied to JOYO MK-II irradiation core and the maximum temperature fluctuation in the CMIR upper region is predicted to be 97C.