Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled fast reactor; Countermeasures for control rods and radial blanket assemblies

ナトリウム冷却高速炉の原子炉容器内サーマルストライピングに関する水流動試験; 制御棒と径方向ブランケット集合体に対する温度変動緩和方策

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*

革新的なループ型ナトリウム冷却高速炉であるJSFRの設計研究を、高速炉サイクル開発プロジェクト(FaCT)の枠組みで実施している。制御棒チャンネル及びブランケット集合体と燃料集合体との温度差は最大で100C程度となり、炉心出口部における流体の混合による温度変動は、UIS下部において高サイクル熱疲労の原因となる。そこで、炉心及び上部プレナムの1/3スケール60セクタモデル試験体を使用した水流動試験を実施し、低温流体付近の温度変動の特徴を把握するとともに、UIS下部における温度変動を緩和する方策の効果を確認した。

Design study of an advanced loop-type sodium-cooled fast reactor, JSFR, has been carried out in a frame work of Fast Reactor Cycle Technology Development Project (FaCT) in Japan. As the temperature differences among the control rod channels, blanket assemblies and the core fuel assemblies are 100C centigrade in the maximum, 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). In this investigation, a water experiment was conducted using a 1/3 scale 60 sector model of the core and reactor upper plenum. Characteristics of temperature fluctuations near the cold fluid outlets were obtained and it was confirmed that several countermeasures can reduce temperature fluctuations at the bottom of UIS.