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Subchannel analysis of thermal-hydraulics in a fuel assembly with inner duct structure of a sodium-cooled fast reactor

ナトリウム冷却高速炉の内部ダクト型燃料集合体内熱流動サブチャンネル解析

菊地 紀宏; 今井 康友*; 吉川 龍志; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大島 宏之

Kikuchi, Norihiro; Imai, Yasutomo*; Yoshikawa, Ryuji; Doda, Norihiro; Tanaka, Masaaki; Ohshima, Hiroyuki

原子力機構では、先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の設計検討における炉心損傷事故に対する安全対策の一つとしてFAIDUSと呼ばれる内部ダクトを有する燃料集合体の採用が検討されている。本研究では、サブチャンネル解析コード(ASFRE)を用いFAIDUS内の熱流動特性について調べた。FAIDUSの解析を実施する前に、模擬燃料集合体試験を対象として解析を行いASFREの妥当性を確認した。大型炉の内部ダクトのない典型的な燃料集合体と内部ダクトを有するFAIDUSを対象に高流量および低流量条件下での熱流動解析を実施し、FAIDUS内の温度分布について、内部ダクトのない燃料集合体と同様に顕著な非対称性が生じないことを示した。

In the design study of an advanced loop-type sodium-cooled fast reactor in Japan, a specific fuel assembly (FA) named FAIDUS (Fuel Assembly with Inner DUct Structure) has been considered as one of the measures to enhance safety of the reactor during the core disruptive accident. In this study, thermal-hydraulics in FAIDUS was investigated with the in-house subchannel analysis code named ASFRE. Before the application to FAIDUS, applicability of ASFRE to FAs was confirmed through the numerical simulations for the experiments of simulated FA. Through the comparisons between the numerical results of thermal-hydraulic analyses of FAIDUS and a typical FA without the inner duct, it was indicated that significant asymmetric temperature distribution would not occur in FAIDUS at both high and low flow rate conditions.

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