単相多次元AQUAによる高速原型炉「もんじゅ」炉内熱流動解析(3) 下部プレナム内冷却材混合特性

In-vessel thermohydraulic analysis of MONJU with AQUA code (III); Coolant mixing characteristics in the MONJU lower plenum

村松 壽晴

Muramatsu, Toshiharu

高速原型炉「もんじゅ」の性能試験実施に先立ち、下部プレナム内における冷却材混合特性を解析的に明らかにした。この冷却材混合特性は、燃料集合体出口温度計を用いて各種の熱流動評価を行なう場合の、入口基準温度を左右するものである。得られた結果は、以下の通りである。[強制循環条件](1) 冷却材混合を促進するために設けられた原子炉入口配管先端部での周方向へのひねりは、旋回流動を効果的に発生させ、これにより冷却材は極めて良好に混合する。高圧プレナム入口部での周方向温度分布は、旋回流動効果を考慮することにより全温度差の約5割から約2割に減少する。(2) 強制循環条件の範囲では旋回流動効果が支配的となり、浮力効果による空間不均一効果の発生は極めて小さい。[自然循環条件]同条件では旋回流動効果による顕著な冷却材混合は期待出来ず、冷却材温度分布に関して十分な注意が必要である。

In vessel thermohydraulic analysis for coolant mixing characteristics of the MONJU lower plenum was carried out by multi-dimensional thermohydraulic analysis code AQUA. The characteristics comes up as an important problem when thermocouples located above the core utilized for a experimantally evalution of the MONJU in-vessel thermohydraulics. From the analysis, the following results have becn obtained: [Forced Convection Condition] (1)Coolant in the lower plenum was mixed efficiently bv a swiring flow effects. Therefore circumferential temperature distribution normalized by totally temperature difference at the high pressure plenum inlet region decreased to 20% from 50%. (2)In forced convetion condition, a buoyancy effect is smaller than inertia by the swirling flow effect. [Natural Convection Condition] Coolant mixing by the swirling flow cannot be expected due to increasing buoyancy effects. Therefore delicate cares on circumferential temperature distribution are necessary for in-vessel thermohydraulic evaluations.