Experimental study on thermal stratification in a reactor vessel of innovative sodium cooled fast reactor; Characteristics of stratification interface under natural circulation operation

ナトリウム冷却高速炉の温度成層化現象に関する実験研究; 自然循環条件での成層界面挙動

木村 暢之; 小野島 貴光; 上出 英樹 

Kimura, Nobuyuki; Onojima, Takamitsu; Kamide, Hideki

ナトリウム冷却高速炉のスクラム過渡時温度成層化現象に関して、1/11縮尺炉上部プレナム水流動試験装置を用い、トリップ後の系統運用を自然循環に変更した場合の温度成層界面挙動を評価した。その結果、成層界面での温度勾配が、強制循環除熱条件に比べて、1/2.61/6.2程度となった。すなわち、系統運用の変更により、温度成層化現象による原子炉容器壁への熱応力を大幅に低減できることがわかった。

In the Japan Sodium-cooled Fast Reactor, thermal stratification phenomena occur in the reactor vessel during scram transient. In the study, the characteristics of stratification interface were investigated under the natural circulation operation during the scram transient using the 1/11th scale upper plenum model. The experimental results showed that the temperature gradient under the natural circulation operation was reduced to 1/2.6-1/6.2 in comparison with that under the forced circulation operation.