ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内熱流動の研究(4) AQUA コードによる1/10スケール水流動試験の解析

Study on In-Vessel Thermohydraulics Phenomena of Sodium-Cooled Fast Reactors (4) Numerical Analysis of 1/10 Scaled Water Experiment with the AQUA Code

村松 壽晴; 吉沢 憲生*; 山口 彰

Muramatsu, Toshiharu; Yoshizawa, Norio*; Yamaguchi, Akira

実用化戦略調査研究の一環として検討が進められているナトリウム冷却材大型高速炉を対象とした1/10スケール水流動試験の解析を単相多次元熱流動解析コードAQUAにより行い、炉内流動特性および流速分布についての現象模擬性等を評価した。得られた結果は次の通りである。(1)炉上部プレナム内を支配する流動特性として、UIS下層付近から炉壁に向かう放射状流と、UIS切込み部を通過する流速値の大きい上昇流が得られた。これらの特徴的な流動特性は、実験結果と定性的にほぼ一致した。(2)UIS切込み部を通過する上昇流速値は、バッフル板開口率0.3、圧力損失係数0.5の場合にディッププレート直下部で実験結果とほぼ一致するものの、炉上部プレナム内全体の流速特性を模擬するまでには至らなかった。(3)炉内流動特性全体を定量的に模擬できるようにするためには、解析モデル・条件等の改良が必要となるものの、大型炉の熱流動設計・検討にAQUAコードが利用可能であることが示された。一方、炉上部プレナム内の流動特性について、1/10スケール水流動解析結果を実機スケールでの解析結果(ナトリウム)と比較することによって解析評価におけるスケール効果を検討し、UIS下層からの放射状流およびUIS切込み部を通過する強い上昇流を特徴とした炉上部プレナム内の流動特性について、両者で定性的に一致することを確認した。

A large-scale sodium-cooled fast breeder reactor in the feasibility studies on commercialized fast reactors has a feature of consideration of thorough simplified and compacted systems and components design to realize drastic economical improvements. Therefore, special attentions should be paid to thermohydraulic designs for gas entrainment behavior from free surface, flow-induced vibration of in-vessel components, thermal stratification in the plenum,thermal shock for various structures due to high-speed coolant flows, nonsymmetrical coolant flows, etc. in the reactor vessel. A numerical analysis was carried out with a multi-dimensional code AQUA to confirm an applicability to the evaluations for the in-vessel thermohydraulic phenomena using a 1/10 scaled water experiment simulating the large-scale fast breeder reactor in the feasibility studies. From the analysis, the following results were obtained.