Study on thermal striping at UIS of advanced loop type fast reactor; Water experiment using a 1/3 scale 60 degree sector model

新型ループ型高速炉のUISにおけるサーマルストライピングの研究; 1/3スケール60度セクタモデルを用いた水流動試験

小林 順 ; 木村 暢之; 飛田 昭; 上出 英樹 ; 渡辺 収*; 大山 一弘*

Kobayashi, Jun; Kimura, Nobuyuki; Tobita, Akira; Kamide, Hideki; Watanabe, Osamu*; Oyama, Kazuhiro*

新型ループ型ナトリウム冷却高速炉JSFRがFaCTプロジェクトの枠組みの中で研究が行われている。制御棒チャンネルと燃料集合体との温度差は100C程度であり、流体の混合による温度変動が炉内構造物(UIS)下部における高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。そこで、1/3スケール60度セクタモデルの水流動試験を実施した。制御棒周りの温度とその変動強度分布が計測されるとともに、熱疲労への対策構造が試験された。

An advanced loop type sodium cooled fast reactor, JSFR, has been investigated in the frame work of Fast Reactor Cycle Technology Development Project (FaCT). As the temperatures difference between the control rod channels and the core fuel subassemblies is around 100 C, temperature fluctuation due to the fluid mixing at the core outlet may cause high cycle thermal fatigue at the bottom of Upper Internal Structure (UIS). Then, a water experiment was conducted using an 1/3 scale 60 degree sector model. Temperature and its fluctuation intensity distributions around the control rod were measured and an effect of the improved structure against the thermal fatigue was examined.