単相多次元コードAQUAによる高速原型炉「もんじゅ」炉内熱流動解析(IV) 性能試験期間中における定格負荷運転状態からの自然循環移行解析

In-vessel thermohydraulic analysis of MONJU with AQUA (IV); Natural circulation analysis from a Full-power operation at the power ascension test period

村松 壽晴; 村田 正幸*

Muramatsu, Toshiharu; not registered

高速増殖型炉「もんじゅ」の性能試験期間中の炉心構成条件を対象として,定格負荷運転状態からの自然循環移行過程の解析を単相多次元コードAQUAを用いて行った。ここでの解析の目的は,AQUAコードが持つ最新オプション(高次差分法,応力代数式乱流モデル,ファジィ適応制御手法等)を用いた詳細3次元解析を行って,自然循環試験を実施するに当たっての熱流動現象上の留意事項あるいは知見等を摘出することにある。得られた結果は,以下の通りである(1) 自然循環試験開始前の定格負荷運転状態を模擬した解析では,定常的に大きな軸方向温度勾配(154/m)を持つ温度成層化現象が上下フローホール間で計算された。この定格負荷運転状態での温度成層化現象は,自然循環試験そのものとは直接的な関連は無いものの,炉内構造物に有意な熱応力を定常的に与える可能性がある。従って,出力上昇試験期間中の各原子炉出力状態においては,上部プレナム内に装荷が予定されている軸方向温度分布測定用プラグにより,当該領域に発生する温度成層化現象を的確に測定・評価する必要がある。(2) 原子炉スクラム後の自然循環移行過渡状態を模擬した解析より,温度成層化現象の発生によって上部プレナム内の有効混合容積が著しく狭められること,また上部プレナム内での局所渦の再配置によって原子炉出口配管部での温度降下過程に不連続挙動(コールドショックに続くホットショック)が発生すること等が明らかとなった。上記項目は,自然循環試験の成立性を判断するための1指標である系統熱過渡特性に直接影響を与えることから,出力上昇試験期間中の各種試験(中間出力状態からの手動トリップあるいは自然循環等の試験)から得られる測定データを用いた詳細な評価・検討が必要である。(3) 原子炉出口配管部における熱過渡の内,温度降下幅についてはAQUAコードによる結果が1次元動特性コードによる結果を上回るものの,温度降下率はAQUAコードの方が小さい

A natural circulation analysis in the upper plenum of the MONJU reactor was conducted for transient simulating a pump coast down and reactor scram to a full-power operation condition using a multi-dimensional code AQUA. In the analysis, full options of the AQUA code (higher-order differencing schemes, an algebraic stress turbulence model, an adaptive Fuzzy control system, etc.) were used to obtain a refined numerical result. From the analysis, the following results have been obtained. (1)In a steady-state calculation simulating the full-power operation condition, maximum axial temperature gradient 154C/m was calculated at the region between the upper and the lower flow holes. Therefore detailed measurements are necessary for thermal stress evaluation of internal components due to the axial temperature gradient at various power operation conditions. (2)In a transient caluculation simulating a natural circulation phenomenon, it was confirmed that a rising speed of the thermal stratification interface is delayed due to the decrease of a effective mixing volume in the upper plenum region. And the AQUA code calculated a discontinuity temperature transient (a hot shock continued from a cold shock) at the outlet nozzle of the reactor vessel due to the change of locally flow patterns in the upper plenum. Therefore it was concluded that detailed investigation is necessary using experimental data in various power operation conditions. (3)A gentle temperature transient was calculated with the AQUA code in comparison with a one-dimensional code. It is concluded that the one-dimensional code yields a conservative numerical result.