原子炉冷却系総合試験施設のSG流動安定性評 - BOSTコードの改修 -

Instability evaluation of steam generator in a large scale sodium test facility of fast reactors; Modification of BOST code

飯塚 透; 長沢 一嘉*; 西村 元彦; 上出 英樹 

not registered; not registered; not registered; Kamide, Hideki

原子炉冷却系総合試験施設の蒸気発生器(SG)試験体の流動安全性を検討するため、水側流動安定性解析コード「BOST」を用いて解析を実施した。しかし、SG試験体の定格運転条件はコードの使用実績範囲を越える高い圧力条件であるため、BOSTコードの解析結果は他の解析コードの結果や従来の知見に比べて著しく安定側の評価結果となり、Na/水流量比を経験的に不安定が予想される程度まで上昇させても、不安定が発生しないという評価結果となった。そこで、BOSTコードの改修を実施したので、その状況を報告する。現在までに、いくつかの要改修点が発見され、改修を実施したが、高圧条件において著しく安定となる原因は突き止められておらず、今後以下の検討が必要と考えられている。・コーディング内容の確認・メッシュ数の拡張・出力機能の充実しかし、BOSTコードは1975年に作成されたコードであり、その後改修を重ねてはいるが、比較的簡単な基礎式を多数のメッシュで解く現代の計算コードと比較すると、コーディング内容が複雑で改修には多大な労力が必要になる。このため、給水圧力が18MPaを越えるような高圧条件のSGを解析対象とする場合には、最新の知見をとり入れた流動安定性解析コードを作成することを今後検討するべきであると考える。

Instability analysis was carried out using BOST code for a steam generator in a large scale sodium test facility of fast reactors. However, it was found that BOST code gave stable characteristics under the conditions of higher pressure in water-steam system than MONJU conditions, even if the flow ratio of sodium to water was increased as expected to give unstable condition. Here, modification of BOST code was considered and we found some points to be modified. However, main reasons of stable calculation were not resolved. In this report, the current status of BOST code was summarized especially for the stable calculation under the higher pressure condition for further modification and a new code based on current knowledge and coding technique.