Inter-subassembly heat transfer of sodium cooled fast reactors; Validation of the NETFLOW code

高速炉の集合体間熱移行; NETFLOWコードの検証

望月 弘保

Mochizuki, Hiroyasu

本論文は、NETFLOWコードのナトリウム冷却高速炉集合体出口温度予測適用について述べている。これまで、原子力教育ツールとしてのこのプラント動特性解析コードは、水やナトリウム冷却体系での施設や原子炉で得られたデータで検証されてきた。高速実験炉常陽では100MW照射炉心を用いて、自然循環試験が行われ、高速増殖炉原型炉「もんじゅ」ではタービントリップ試験が行われた。これらの試験結果が、集合体間熱移行を計算するためのモデルを検証するデータとして選定された。常陽の1次系と2次系の自然循環試験解析を通じて、集合体間の径方向熱移行を計算するモデルは、集合体出口温度を適切に評価した。「もんじゅ」の集合体出口温度についても良い一致が得られた。これらの検証を通じて、一次元のプラント動特性コードNETFLOWが、インターラッパーフローによる伝熱を考慮しない集合体間熱移行モデルでも出口温度を評価できることが示された。

This paper describes an applicability of the NETFLOW code for prediction of temperature at the exit of subassemblies of a sodium cooled fast reactor. So far, this code has been validated using data obtained at facilities and reactors of which coolants are water or sodium. A natural circulation test was conducted in the "Joyo" reactor with a 100 MW irradiation core, and a turbine trip test at "Monju". These tests were chosen to validate a model to calculate inter-subassembly heat transfer. Through a calculation for the natural circulation of "Joyo", a model to calculate heat transfer in radial direction of the inter-subassemblies gave the reasonable sodium temperatures at the exit of subassemblies. Good agreements were also obtained in prediction of temperatures of "Monju". It was shown that the NETFLOW could evaluate temperatures at the exit of the subassemblies with the inter-subassembly heat transfer model without heat transfer by inter-wrapper flow.