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高速炉の自然循環崩壊熱除去時の冷却系統間相互作用に関する研究; 一次元ネットワークコードを用いた解析手法の検討

Investigation of the interaction between heat transport systems during the natural circulation decay heat removal in FBR; Investigation of analysis methods using one-dimensional network analysis code

木村 暢之; 西村 元彦; 桃井 一光; 林 謙二; 上出 英樹

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

高速炉の信頼性、安全性を向上させるために、固有の性質を利用することが重要である。そこで、ポンプ等の動的機器に依存しない自然循環により崩壊熱を除去することが考えられている。特に、DRACS(Direct Reactor Auxiliary Cooling System)を採用した場合、炉内冷却器からの低温ナトリウムが集合体間ギャップへ潜り込むインターラッパーフロー(IWF)現象が炉心槽内で発生し得る。また、崩壊熱除去系、二次主冷却系等の冷却系統間での熱的相互作用が、一次主冷却系自然循環流量へ影響を与え、それに伴い、炉心部熱流動挙動も変化すると考えられる。そこで、当室では、自然循環時のシステム間相互作用の影響を把握することを目的として、DRACSおよびPRACS(Primary Reactor Auxiliary Cooling System)を模擬しているPLANDTL-DHX試験装置を用いた試験を実施し、炉心部熱流動現象に与える崩壊熱除去系および二次主冷却系の運転条件の影響を検討してきた。本報では、定常自然循環時の熱流動現象について、一次元ネットワークコードLEDHERを用い、IWFに相当する流路とラッパー管との熱伝達を考慮した解析モデルを作成し、解析手法の妥当性を評価した。解析は、IWFを考慮したモデルと、IWFを考慮しないモデルを作成し、一次主冷却系自然循環流量と炉心部熱流動現象について試験と解析の比較を行った。PRACSおよび中間熱交換器にて除熱したケースでは、IWFが発生しておらず、両モデルとも自然循環流量、炉心部温度分布および各機器(PRACS用冷却コイル、中間熱交換器)の出入口温度をほぼ模擬できた。DRACSにて除熱したケースにおいて、IWFを考慮しないモデルは、自然循環流量が実験よりも12%程度大きくなり、集合体間ギャップ温度分布も実験で見られた中性子遮蔽体領域での温度低下を模擬することが出来なかった。一方、IWFを考慮したモデルでは、自然循環流量は実験と比較し、3%以内の差で一致し、集合体間ギャップ等の炉内温度分布も模擬することが出来た。集合体間ギャップの温度分布が解析と実験で一致していることから、流動場についても本解析は、ほぼ実験を模擬できていると判断される。DRACSにて除熱したケースのIWFによる除熱の寄与は、模擬炉心出力が実機定格2%の時、IWFを考慮したモデルと考慮しないモデルでの集合体内流体の温度差から、模擬炉心出力の36%程度であることがわかった。

To enhance reliability and safety of FBR, taking advantage of its inherent properties is of importance. From this point of view, natural circulation decay heat removal (NC/DHR) has been studied in which no active components such as pumps are used. DRACS (Direct Reactor Auxiliary Cooling System) is an option of NC/DHR systems. which causes cold coolant flow from DHX (Direct Heat Exchanger) penetrating into inter wrapper gaps: IWF (Inter-Wrapper Flow). Another option for NC/DHR is to use PRACS (Primary Reactor Auxiliary Cooling System) in which no remarkable IWF occurs. Thermal-hydraulic behavior in the core depends on interactions among auxiliary reactor cooling system, IHX (Intermediate Heat Exchanger), and the secondary loop during NC/DHR. Such interactions have been studied with the test rig called PLANDTL-DHX equipped with DRACS and PRACS. In this study, influence of operating condition of the auxiliary cooling systems and the secondary loop of IHX were examined on the core thermal-hydraulic bchaviors. In the present paper, one-dimensional network analyses using LEDHER code are reported. The analyses were performed on steady tests using two models: a model taking account of an inter-subassembly heat transfer only, and a model simulated both IWF and the inter-subassembly heat transfer. The calculation method was validated through comparisons with the experimental results. In the cases cooled by PRACS or IHX, two calculated models showcd good agreements with the experiments regarding the natural circulation flow rate, the temperature distribution in the core and the temperature at the inlet/outlet of the heat exchangers. However, in the case cooled by DRACS operated, the model without flow pass of IWF could not simulate the experiments with respect to the natural circulation flow rate (12% larger than experiment) and temperature profiles in the inter wrapper gaps. On the other hand, the model taking account of IWF simulated the experiments in good ...

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