「常陽」MK-III標準炉心における原子炉容器内熱流動解析

Thermal hydraulic analysis in reactor vessel of JOYO MK-III standard core

菅谷 和司*; 前田 幸基; 住野 公造 ; 鈴木 惣十

not registered; Maeda, Yukimoto; Sumino, Kozo; not registered

高速実験炉「常陽」のMK-3標準炉心における定格出力(140MW)運転時の原子炉容器内冷却材の流動状況を把握する目的で、単相多事元熱流動解析コードAQUAを用いて「常陽」MK-3標準炉心における原子炉容器内熱流動解析を実施した。本解析より、以下の結果が得られた。1、「常陽」MK-3標準炉心における原子炉容器内の冷却材の流動状況が、MK-2炉心の流動状況と同じであることがわかった。2、各集合領域の流量が「「常陽」MK-3炉心の熱流力設計に関する解析」で報告されている必要最小量を満足していることを確認した。3、各集合体の炉心頂部と熱電対(集合体出口温度速度)位置の冷却材および原子炉容器内の冷却材分布が詳細に得られた。

A thermal hydraulic analysis in the reactor vessel of the JOYO MK-III standard core was performed by Single-Phase Multi-Dimensional Thermal-Hydraulic Analysis Code "AQUA". The major results are as follows: (1)The hydraulic characteristics in the reactor vessel of the MK-III standard core showed the same tendency as it of the MK-II core. (2)It was confirmed that, the coolant, flow rates in each subassembly were more than the minimum coolant flow rates which were described in a document, "Thermal Hydraulic Analysis of JOYO MK-III Core". (3)The coolant, temperature distribution was evaluated at the top of core, at the outlet of the subassemblies, and in the reactor vessel in detail.