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高速炉の自然循環時炉心部熱流動現象に関する評価手法 - インターラッパーフロー現象を含む実規模炉心体系での予測解析 -

Evaluation method of core thermohydraulics under natural circulation condition in a fast reactor; Numerical predictions of inter-wrapper flow in a large scale reactor

上出 英樹 ; 長沢 一嘉*; 木村 暢之; 宮越 博幸

Kamide, Hideki; not registered; Kimura, Nobuyuki; not registered

高速炉において自然循環による崩壊熱除去はその安全性を確保する上で重要な機能である。自然循環時には炉心通過流量が原子炉容器を含む冷却系統内の温度分布により決定され、流量と温度分布は互いに影響し合うことから複雑な現象を呈する場合がある。このような自然循環時の炉心を含む炉容器内熱流動現象を解析し評価する手法として多次元熱流動解析コードAQUAを用いた解析手法を構築した。本解析手法は全ての集合体を矩形にモデル化し、集合体間ギャップ部並びに上部プレナム、高圧プレナムを一つの解析領域の中でモデル化するものである。これにより上部プレナムから集合体間ギャップ部への流れ(インターラッパーフロー)と各集合体との熱的相互作用、負の浮力により低温のナトリウムが集合体内へ潜り込む現象、集合体間の熱移行ならびに炉心部の流量再配分を直接考慮することができる。本解析手法を7本集合体からなる模擬炉心を有するナトリウム試験データ、1/12セクター炉心でインターラッパーフローの炉心部径方向流れ場を模擬した水試験データにより検証した。さらに本手法を用いて、崩壊熱除去用の冷却器が炉容器内に浸漬された60万kWe級の大型炉を対象に実機解析を行い、自然循環時の炉心部熱流動現象を評価した。インターラッパーフローが集合体間パッドの形状に大きく依存すること、それが炉心部最高温度に大きな影響を与えることを明らかにした。崩壊熱量が定格出力の1.7%、ループ流量が定格流量の1%とした条件で、縦のスリットを有するパッドを用いた場合、パッド部が完全に閉塞している場合に比べて炉心部最高温度は60$$^{circ}C$$程度低くなった。また、自然循環時の炉心部温度はインターラッパーフロー以外に集合体間熱移行、流量再配分、集合体内潜り込み現象が相互に影響しあい決定されていることを示すとともに炉心部熱流動現象の評価において留意すべき点をまとめた。

Decay heat removal using natural circulation is one of the important functions for the safety of fast reactors. Flow rate through the reactor core depends on temperature distribution in the cooling systems under natural circulation condition. The flow rate and temperature distribution couples with each other and thermohydraulic phenomena have complex relations of cause and effect. A numerical estimation method of such natural circulation phenomena in a reactor core has been developed, which is based on the multi-dimensional thermohydraulic analysis code, AQUA. The prediction method models each subassembly as a rectangular duct and gap region between the subassemblies with the upper plenum in a reactor vessel. This modeling enables us to calculate the inter-wrapper flow (IWF, gap flow between the subassemblies), thermal interaction between IWF and flow in the subassemblies, and inter-subassembly heat transfer, and flow redistribution in the core. This numerical simulation method was verified based on experimental data of a sodium test using 7-subassembly core model and also a water test which simulates inter-wrapper flow using the 1/12 sector model of a large scale reactor core. We applied the estimation method to the natural circulation phenomena in a large scale fast reactor of 600 MWe. It was shown that IWF depended on pad geometry of the subassembly and cooled the reactor core effectively. The highest temperature was shown in a outer core subassembly. The temperature in the core depends on IWF, flow redistribution in the core, and inter-subassembly heat transfer.

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