Development of core hot spot evaluation method for natural circulation decay heat removal in sodium cooled fast reactor

ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊除去時における炉心高温点評価手法の開発

堂田 哲広  ; 大島 宏之; 上出 英樹 ; 渡辺 収*; 大久保 良幸*

Doda, Norihiro; Ohshima, Hiroyuki; Kamide, Hideki; Watanabe, Osamu*; Okubo, Yoshiyuki*

ナトリウム冷却高速実用炉(JSFR)の崩壊熱除去系として完全自然循環式崩壊熱除去系が採用されている。完全自然循環システムの成立性を評価する目的で、定格運転状態から自然循環崩壊熱除去状態への移行時における炉心最高温度評価手法を開発した。本評価手法は、自然循環時に特徴的な物理現象である集合体間熱移行や集合体間及び集合体内の流量再配分効果を考慮するため、3ステップの熱流動解析で構成するものとした。また、3ステップ目の解析(サブチャンネル解析)は比較的計算負荷が大きいため、簡易評価モデルを開発し、その低減を図った。本評価手法を大型炉の外部電源喪失事象及び2次ナトリウム漏えい事故時の評価に適用した。

Toward the commercialization of fast reactors, a design study of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) is being performed, in which fully natural circulation system is adopted as the decay heat removal system. A new evaluation method of core hot spot which can be applied to natural circulation decay heat removal has been developed. The new method consists of three-step thermal hydraulics analyses in order to consider the effects of physical phenomena particular to natural circulation, such as inter-fuel-assembly heat transfer and flow redistribution in the core due to buoyancy force. From the viewpoint of calculation cost reduction, we have also developed a simplified model substituting for the third step analysis (subchannel analysis). The new method was applied to the evaluations of a loss-of-external-power event and of a sodium leakage accident in a secondary loop of a large scale reactor.