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高速炉の自然循環崩壊熱除去時のシステム間相互作用に関する試験研究; 炉心及び主冷却系の過渡熱流動現象の解明

Investigation of the interaction between heat transport systems during the natural circulation decay heat removal in FBR; Transient thermohydraulics in core and primary and secondary heat transport systems

桃井 一光; 林 謙二; 西村 元彦; 上出 英樹

Momoi, K.; Hayashi, Kenji; Nishimura, Motohiko; Kamide, Hideki

高速炉における自然循環崩壊熱除去時の炉心部では強制循環時とは異なる複雑な熱流動現象が発生する。特に,冷却器を上部プレナム内に浸漬する方式の崩壊熱除去系DRACS(Direct Reactor Auxiliary Cooling System)を採用する場合は,炉内冷却器からの低温ナトリウムが炉心部の集合体間ギャップに潜り込み自然対流するインターラッパーフロー(IWF)現象などが炉心部で発生する。また,一次冷却系と中間熱交換器(IHX)二次系などの冷却系統間の熱的相互作用により一次系自然循環流量が変化する為,炉心部熱流動現象もその影響を受ける。本報では,自然循環時の炉心部熱流動現象に与えるシステム間の相互作用の影響を把握することを目的に,100万kW級大型炉のスクラム過渡から自然循環への過渡現象を模擬したシステム過渡試験を実施した。試験では崩壊熱除去系としてDRACSおよびPRACS(冷却器をIHXの上部に内蔵させる方式:Primary Reactor Auxiliary Cooling System)を模擬できるPLANDTL-DHX試験装置を用い,炉心部熱流動現象に与える崩壊熱除去系およびIHX二次系の運転条件の影響を検討した。DRACSを用いた場合では,一次系自然循環流量に対するDRACS運転および起動遅れの影響は小さく,IHX二次系自然循環による除熱が大きく影響した。IHX二次系自然循環を停止すると,IHX出口の温度上昇と伴に一次系流量は低下し,炉心部の温度が上昇した。また,一部の周辺集合体で逆流が発生した。逆流発生以降,集合体間熱移行およびIWFによる経方向からの冷却効果で炉心部の温度上昇巾が低下した。IHX二次系自然循環を継続した場合は,一次系流量として実機定格の約1%相当が確保された。この時,IWFによる冷却効果,逆流現象は顕著に現れず,一次系流量により炉心が冷却された。すなわち,DRACSを用いた場合には,一次系流量が低下してもIWFを含む炉内自然体流が付加的除熱パスとして機能し,炉心を冷却することが可能である。PRACSを用いた場合では,PRACSの運転条件が一次系自然循環に大きく影響し,IHK二次系の一次系自然循環への影響はDRACSに比べ小さいことがわかった。炉心部ではDRACSを用いた場合に見られるIWFなど径方向からの冷却効果は作用せず,主に一次自然循環流量による熱輸送が支配的となる。

The complicated thermal hydraulics which was not observed in forced circulation occurs in the core during natural circulation decay heat removal in Fast Breeder Reactors (FBRs). Especially, in a FBR which has the auxiliary cooling system of DRACS (Direct Reactor Auxiliary Cooling System) type with direct heat exchangers (DHXs) immersed in the reactor plenum, cold sodium provided by the DHXs penetrates into inter-wrapper gaps in the core. This phenomena called Inter-wrapper Flow (IWF) will influence the thermal hydraulics in the core. Further, thermal-interaction between the cooling systems makes the natural circulation flow rate in the primary loop change and will influence the thermal hydraulics in the core. The purpose of this study is to grasp the interaction between the cooling systems and its influence on the thermal hydraulics in the core during natural circulation decay heat removal in FBRs. Transient Sodium experiments which simulated transitions from forced to natural circulation in reactors were performed under several kinds of operating conditions of the IHX secondary system and of the auxiliary cooling system using PLANDTL-DHX test facility with DRACS and PRACS (Primary Reactor Auxiliary Cooling System). In the DRACS, the heat removed by natural circulation in the IHX secondary system influenced the natural circulation flow rate in the primary loop more than the operation conditions of DRACS. When natural circulation in the IHX secondary loop was stopped, the IHX outlet temperature rapidly increased and the natural circulation flow rate in the primary loop decreased. In addition, reverse flows were detected in the outer subassemblies. The temperature rise in the heated length of the center subassembly was reduced by the cooling effect of the inter-subassembly heat transfer to the reverse flow subassemblies and IWF. When the natural circulation in the IHX secondary loop was continued, the natural circulation flow rate of 1% level of rated ...

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