Development of numerical simulation code for thermal striping phenomena in Japan sodium cooled fast reactor

ナトリウム冷却大型高速炉におけるサーマルストライピング現象解析コードの開発

田中 正暁  ; 村上 諭*; 大木 裕*; 大島 宏之

Tanaka, Masaaki; Murakami, Satoshi*; Oki, Hiroshi*; Ohshima, Hiroyuki

原子力機構におけるナトリウム冷却大型高速炉(JSFR)で発生する熱疲労現象の評価手法開発の全体計画及び現在の進捗状況について概説する。本現象評価に必要な数値解析コードの整備及び当該数値解析コードの検証過程について説明し、検証の一環として実施した実問題への適用例としてT字管体系での熱流動解析結果及び実炉を対象としてサーマルストライピング現象が顕在する制御棒チャンネル及び周辺ブランケット燃料集合体周辺での熱流動解析から得られた知見について示す。

Strategy of the numerical estimation method development for the thermal fatigue in JSFR at JAEA is explained from the numerical simulation code development step to the application step for practical problems. Numerical simulation codes prepared for the study and outlines of the verification and validation study are briefly described. Numerical results in a T-junction piping system and typical numerical results around typical control rod channels and the blanket fuel subassemblies simulating the JSFR are shown as examples in recent progress.