1/10スケールモデルによる原子炉容器上部プレナム ストラティフィケーション試験; ナトリウム機器の熱衝撃試験(XXX)

Stratification tests on 1/10 scale model simulating the "Monju" reactor; Thermal shock test on sodium components (XXX)

家田 芳明* ; 奥村 直人*; 中西 征二; 青木 忠雄

not registered; not registered; Nakanishi, Seiji; Aoki, Tadao

原子炉スクラム時に、原子炉容器上部プレナム内に生ずるサーマルストラティフィケーション現象を把握し、「もんじゅ」の設計へ反映することを目的として、1/10スケールモデル試験が実施された。本試験は、特に、長時間のデータを取得し、ストラティフィケーション現象の消滅過程までを調べることを目的としている。試験は次の2つのフェーズに分けて実施された。(フェーズ1)上部プレナム全体が1/10スケールの試験体を用いた試験で、実施した。(フェーズ2)特に、内筒上端より上部での成層界面の挙動を把握することを目的として、内筒上端より上部の軸方向長さのみを実寸大にした試験体で、実施した。試験結果は、下記のとおり、実機設計に反映された。1)実機熱過渡解析コード「COPD」の検証に用いられた。2)実機熱過渡解析のバックアップ用コード(多次元熱流動解析コード)の検証に用いられた。3)本試験の結果を基にした検討により、内筒の設計変更が実施された。

Thermal stratification tests of one-tenth scale models simulating the "Monju" reactor upper plenum were carried out to understand the therma stratification phenomena occuring in reactor upper plenum and to be reflected in the design of "Monju". The purpose of these tests is especially to obtain long-term data and to investigate the disappearance process of thermal stratification. The tests were carried out in following two phase. Phase I; The test model which simulated the whole length on one-tenth scala was used. Phase II; The test model which simulated the axial length only above the top of inner barrel on full scale was used to investigate the motion of stratification interface above the top of inner barrel. As mentioned hereunder, the test results were reflected in the design of "Monju". (1)The test data were utilized for the verification of "COPD", which is the plant dynamics code for "Monju". (2)The test data were utilized for the verification of multi-dimensional thermo-hydraulic analysis codes, which are utilized for the back-up of "COPD". (3)On the basis of the test results, the inner barrel of "Monju" was redesigned.