Study on thermal stratification in a compact reactor vessel of advanced sodium cooled reactor

アドバンストナトリウム冷却炉のコンパクト化した原子炉容器内の温度成層化現象に関する研究

上出 英樹 ; 小川 博志; 木村 暢之; 林 謙二; 飛田 昭

Kamide, Hideki; Ogawa, Hiroshi; Kimura, Nobuyuki; Hayashi, Kenji; Tobita, Akira

ナトリウム冷却高速炉においてスクラム過渡時の温度成層化現象は、炉容器の主要な熱荷重の一つである。原子力機構で検討している大型ナトリウム冷却炉の温度成層化現象を対象に、1/10縮尺水試験を実施した。設計された炉容器はコンパクト化され、多孔板で構成される炉上部機構(UIS)には燃料取り扱い機構のための切り込みを設けている。炉内には、この切り込みを通る速い流れが形成される。試験によりUIS切込み部の近傍では、温度成層界面の上下で急峻な温度分布が形成されるとともに温度変動が観測された。これらは切り込みを通るジェットが成層界面に衝突することに起因することがわかった。また、温度変動の主要な周期は成層界面上下の温度差と界面下の流速により影響を受けることを明らかにした。

Thermal stratification after a scram is one of main thermal loads of a reactor vessel in sodium cooled reactor. Water experiments using an 1/10th scaled model were carried out for an advanced loop type sodium cooled reactor, which was designed by FBR Feasibility Study in Japan. The reactor vessel is highly compact and has an upper inner structure (UIS), which consists of perforated baffle plates and has a slit in radial direction for fuel handling. This slit makes high velocity flow in the UIS. Steep temperature distribution across the stratification interface and temperature fluctuations were found near the UIS slit in the experiment. It was revealed that they were resulted from the impingement of the jet through the slit at the interface. Dominant period of temperature fluctuations at stratification interface was influenced by the jet velocity through the UIS slit and also temperature difference across the interface.