Summary of LMFBR Subassembly Blockage Studies at PNC

動燃における高速炉燃料集合体局所閉塞研究の概要

二ノ方 寿

Ninokata, Hisashi

動燃における高速炉燃料集合体局所閉塞研究は,主に少数本数のワイヤスペーサ型ピン束を用いた水流動試験及びナトリウム試験による実験的研究と,サブチャネル解析コードを用いた解析的研究に分けられて実施されてきた。水を作動流体とする実験研究は,流動圧損特性や,コード検証に必要な流速及び温度分布データを提供した。ナトリウム実験では,局所閉塞を仮定した原型炉条件下での局所的冷却材温度上昇を評価する簡易手法の導出,ドライアウト迄の余裕や閉塞後流にFPガス放出があった場合の冷却性に対するモデルが開発された。これらの知見の概要を,本報告書に一括して示す。解析的研究は,サブチャネル解析コードASFREの開発・検証を中心として行われきた。本報告書に,その開発・検証の現状と,ワイヤスペーサモデルの有効性に対する検証例として,厳密にワイヤスペーサ効果を考慮した場合と,等価な裸ピン体系で計算した場合の比較を述べる。

Experimental and analytical studies at PNC are reviewed on local flow blockage in simulated LMFBR wire-wrapped fuel subassemblies. Major aspects of the experimental investigation and correlations obtained are summarized. Partial blockage experiments were carried out on bundles of various sizes, e.g., 7-, 19-, 37-, 61- and 91-pin bundles with water as well as sodium as a working fluid. Water tests yielded fundamental data that were useful in building calculating models and in verifying the code. Sodium tests aimed at development of the practical correlations that were directly applied to evaluation of coolability of the Japanese Prototype FBR Monju driver core fuel subassemblies exposed to the partial blockage conditions. Some important correlations include those for the maximum temperature rise in recirculating flows behind the blockage in a given subassembly, the dryout condition, and the coolability of the bundles with a fission gas release into blockage wake region. A brief review of the analytical method is given. Some calculational results by the PNC subchannel code ASFRE are shown with respect to flow and temperature fields in partially blocked subassemblies.