Development of numerical estimation method using spatial connection methodology for thermal striping in upper plenum of reactor vessel of an advanced loop-type sodium-cooled fast reactor in Japan

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の炉上部プレナムにおけるサーマルストライピング現象に対する空間連携手法を用いた解析評価手法の整備

田中 正暁  ; 村上 諭*

Tanaka, Masaaki; Murakami, Satoshi*

主炉停止系制御棒(PCR)および後備炉停止系制御棒(BCR)、さらに径方向ブランケット燃料集合体(RBA)周辺のCIP部では、これらから流出する低温のナトリウムと燃料集合体からの高ナトリウムとの混合によって、サーマルストライピングが発生する可能性がある。UISの内部では水平方向流れによる影響が、またRBA周辺部ではUISの外部流の影響がそれぞれ存在する。そのため、サーマルストライピング現象を精度よく評価するために、上部プレナム部全体を解く全体解析と評価対象である局所領域を解く局所解析とを連携させた空間連携解析評価手法を整備し、水流動試験結果との比較によりその妥当性を確認した。また、局所モデルの適正化として計算対象領域および空間分解能に関する感度解析を実施し、適切な局所モデルを提案した。

Thermal striping on the core instrumentation plate (CIP) around the primary control rod (PCR) and backup control rod (BCR) channels and the radial blanket fuel assemblies (RBAs) may be caused. Since the interaction between neighbor areas exists in the UIS and the cold sodium flowing from the RBA is affected by the external flow around the UIS, a spatial connection method consisting of the numerical model for the whole upper plenum and the local target area has been developed. The numerical results were compared with the experimental results to confirm applicability of the method to the practical problem. And, sensitivity of mesh arrangement to the numerical results was discussed by using wide and narrow area models with two different spatial resolutions in each model. Through the examinations, appropriate local model for the spatial connection mothed could be proposed.