実験炉炉心・燃料体の熱流動評価

Thermal-hydraulic investigation on core and fuel assembly of severaI fast reactor design concepts

大島 宏之; 永田 武光; 橋本 昭彦*; 後藤 博政*

Ohshima, Hiroyuki; not registered; not registered; not registered

実用化戦略調査研究Phase Iの一環として、各種炉型における炉心・燃料体熱流動評価を実施した。本報告書は平成12年度の成果をまとめたものである。1.ヘリウムガス冷却炉被覆粒子型燃料特性解析:解析手法を整備するとともに パラメータ解析を実施した。その結果、定格運転条件においては燃料層出入口面に適切な形状圧損を設定することにより、燃料層内を通過する冷却材の流量配分はコントロール可能であること、崩壊熱除去条件においては燃料層の発熱のみで自然循環流量を立ち上げるような状態が発生すれば徐熱は困難な可能性があることがわかった。また、局所詳細解析を実施し、冷却材流動場・温度場、被覆粒子表面温度分布、被覆粒子内燃料核最高温度の傾向を把握するとともに、圧力損失相関式の適用性を確認した。2.ナトリウム冷却炉内部ダクト付き燃料集合体特性解析: 再臨界排除を目的として検討されているナトリウム冷却炉内部ダクト付き燃料集合体について、ASFREコードにより熱流動解析を実施した。内部ダクトがある体系では、通常体系と比較してピーク温度が高くなること、その傾向はピン本数が少ない体系ほど強くなることを明らかにした。また、径方向にリニアに出力分布がある場合もピーク温度は高くなり、内部ダクトの有無による温度差はピーキングファクターにほぼ比例することを確認した。3.ナトリウム大型炉ダクトレス炉心熱流動解析:ダクトレス炉心設計例に対してパラメータ解析を実施した。その結果、燃料集合体間ギャップの漏れ流量の影響の大きいこと、このギャップ流量をグリッドスペーサ等で抑制すれば、ピーキング係数を小さくすることも可能であることを明らかにした。4.マイナーアクチニド添加MOX新燃料空気中保管時温度分布評価:空気雰囲気保管時の構造材温度評価を行った。縦置きの場合は、自然対流によりMA添加率5.0%において被覆管表面最高温度は制限温度値を下回り冷却可能であることが示された。一方、横置きの場合、燃料ピン方向の対流を無視した保守側評価においては、MA添加率1.2%でも冷却は困難となった。縦置きにして集合体内自然通風を期待するか、あるいは横置きで集合体内に強制通風を施すなどの対策が必要と考えられる。

The feasibility study (Phase I) has been carried out at JNC to build up new design concepts of commercialized fast reactors from the viewpoint of economy, safety, effective use of resources, reduction of environmental burden and nuclear non-proliferation. This report describes the results of the investigation related to core/fuel-assembly thermal-hydraulics that was performed in fiscal 2000 as a part of the feasibility study. A numerical analysis method was developed for the coated-particle-type fuel assembly in the helium-gas-cooled fast reactor and a parametric study was performed using it. It revealed that with proper form pressure losses at inlet and outlet surfaces of the fuel region it is possible to control flow distribution under the rated power operation condition and that the decay heat removal may fail if the natural circulation is driven only by heat generation in the fuel region. A detailed numerical analysis of local fuel region was also carried out. The characteristics of coolant flow/temperature fields, particle-surface temperature distribution and the maximum temperature in the fuel particle were grasped and the applicability of the pressure drop correlation to such porous media was onfirmed. A subchannel analysis code ASFRE was applied to calculations of flow and temperature fields in a fuel assembly with inner duct in sodium cooled reactors, which is examined for re-criticality elimination. The calculation results showed that the peak coolant temperature was higher than that of the normal fuel assembly (without inner duct) under the same power-to-flow ratio condition and its temperature difference becomes much larger as the number of fuel pins decreases.The same tendency was observed in the case of lateral skew power profile in the fuel assembly.In this case, the difference of the peak temperatures between fuel assemblies with/without inner duct is almost proportional to the peaking factor. A parametric analysis was carried out for an ...