単相多次元コードAQUAによる原子炉冷却系総合試験装置熱流動解析(I)-温度成層化および炉壁保護構造の熱流動解析-

Thermohydraulic analyses with the AQUA code for basic design of FBR large-scale sodium test facility(I); Analyses for thermal stratification and reactor vessel cooling system

土井 禎浩; 村松 壽晴

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実証炉設計の妥当性確認ならびに実用化のための基盤技術検討に必要な熱流動に関する知見とこれに係わるデータの取得を目的として、原子炉冷却系総合試験の実施が計画されている。本報告書は原子炉冷却系総合試験装置の概念構築のため、原子炉容器モデルに関し、フル(360)セクタと1/3(120)セクタの温度成層化現象を単相多次元コードAQUAにより解析し、1/3セクタモデルのフルセクタにおける熱流動特性の模擬性について検討したものである。また、炉壁保護構造の中間アニュラス部内熱流動挙動を同コードにより解析し、周方向渦の発生について評価を行い、当核構造部位を対象とした試験の必要性を含む試験計画の検討に反映した。温度成層化および炉壁保護構造の検討から得られた成果をそれぞれ以下に示す。〔上部プレナム内温度成層化現象の熱流動特性〕(1)フルセクタモデルと1/3セレタモデルの比較では、手動トッリプ時および自然循環移行時ともに、定格運転状態から約40秒後まではUCS底面から上方のプレナム内において流況の相違が見られる。一方、炉心出口流速が低下したポニーモータ運転および自然循環状態では速度分布、温度分布ともに顕著な相違はない。(2)ポニーモータ運転あるいは自然循環状態に移行し、炉心出口流速が低下した後のホットレグ配管吸い込み部近傍の流況は、ホットレグ配管のない周方向領域での結果と大きな差はない。(3)(1)および(2)から、手動トリップ時および自然循環時の試験は、1/3セクタモデルによりフルセクタでの熱流動挙動の模擬が可能と判断できる。〔炉壁保護構造の熱流動特性〕(1)堰を越えて中間アニュラス内へ落下する流入流速(越流流速)に関し、定格流速から定格流速の1%(1.53m/s、0.153m/sおよび0.0153m/sec)までの範囲では、中間アニュラス内に周方向自然対流は発生しない。(2)越流流速が周方向に不均一な場合(最大流速1.53m/s、最小流速0.765m/sとして、最大最小間を線形補完)にも周方向自然対流は発生せず、実機の運転条件において周方向自然対流による温度分布が問題となる可能性は小さいことが確認できた。

Study of thermal hydraulics for Demonstration Fast Breeder Reactors (DFBRs) and Commercial FBRs has been planned to confirm the design and acceptability. A one-third sector model of the reactor vessel was proposed for basic design concept of the test facility. Numerical analyses using a multi-dimensional code AQUA were conducted to evaluate the simularity of the model on thermal stratification phenomena in the upper plenum during a reactor trip event through the comparison of numerical analyses with a full sector model. In addition, thermohydraulic numerical analyses for a reactor vessel cooling system were carried out to estimate the on-set conditions of natural convection in a vertical narrow annular gap in the system. [Analyses for Thermal Stratification in the Full and one-third Sector Reactor Models] (1)The comparison of the result of the one-third sector model with that of the full sector model showed the differences in temperature and velocity distributions at the period from the start of the transient to forty seconds. There were no differences after forty seconds because the velocity at the core outlet decreased. (2)After fortyseconds, there was no apparent effect of intake from the hot leg piping on temperature and velocity distributions in the upper plenum. (3)The results of (1) and (2) indicated that the one-third sector model is applicable for the thermal hydraulic tests instead of the full sector model. [Analyses for the reactor vessel cooling system] (1)No circumferential natural convection was found in the annulus under three different velocity conditions (1.53, 0.153 and 0.0153[m/s]). (2)Asymmetric velocity distribution at the inlet of the annulus also caused no circumferential natural convection, Thus, it was confirmed that there is little or no possibility of circumferential natural convection in the annulus of the reactor cooling system under the actual reactor conditions.