崩壊熱除去系による集合体冷却過程に関する研究

Study on the cooling process of decay heat removal system for subassemblies of sodium-cooled fast reactor

小野 綾子 ; 小野島 貴光; 三宅 康洋*; 堂田 哲広  ; 上出 英樹 

Ono, Ayako; Onojima, Takamitsu; Miyake, Yasuhiro*; Doda, Norihiro; Kamide, Hideki

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の観点から、シビアアクシデントにおける炉心溶融後の崩壊熱除去性能の評価及びその冷却過程の熱流動特性を明らかにすることが重要であり、本研究ではその要素試験として7本の模擬集合体を有するナトリウム試験装置を用い、一部の集合体に溶融燃料による流路閉塞を仮定した極度な流量低下を与え、集合体内及び集合体間ギャップ部の温度計測結果から、ループ型高速冷却炉における直接炉心冷却系(DRACS)による炉心冷却特性を調べた。

This study shows the cooalbility and heat removal mechanism of the cooling system in sodium-cooled fast reactors under the severe accident possibly leading to core melt. The sodium experiments were conducted using the sodium experimental facility which has the core comprised of 7-subassemblies. The experiment result showed the cooling process of the partially/completely inactive and confirmed the long-term heat removal by the DRACS.