ナトリウム冷却高速炉の炉内構造物近傍におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験

Water experiments on thermal striping at upper internal structure of Japan sodium-cooled fast reactor

小林 順 ; 江連 俊樹 ; 田中 正暁  ; 上出 英樹 

Kobayashi, Jun; Ezure, Toshiki; Tanaka, Masaaki; Kamide, Hideki

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動は、UIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策構造について水流動試験を実施してきた。水流動試験は、原子炉の炉心と上部プレナムを1/3スケール60セクタでモデル化した試験体を使用した。低温流体出口近傍の温度変動を計測し、いくつかの温度変動対策を確認した。その結果、これらの対策構造によってUIS下部における温度変動が緩和されることを確認した。

JAEA has been conducting a design study for an advanced large-scale sodium-cooled fast reactor (SFR). Hot sodium from the fuel subassembly can mix with the cold sodium from the control rod (CR) channel and blanket assemblies at the bottom of Upper Internal Structure (UIS). Temperature fluctuation due to the fluid mixing at the core outlet may cause high cycle thermal fatigue at the bottom of UIS. JAEA had performed a water experiment to examine countermeasures for the significant temperature fluctuation generated at the bottom of SFRs UIS. A water experiment was conducted using a 1/3 scale 60-sector model of the reactor core and upper plenum. The temperature fluctuations near the cold fluid outlets were determined, and several countermeasures were tested. It was confirmed that these countermeasures could reduce the temperature fluctuations at the bottom of the UIS.