縮尺水流動試験による高速炉の炉容器内自然対流崩壊熱除熱特性の把握,2; 浸漬型DHX起動を模擬した炉内流動場のPIV計測

Study on cooling process of decay heat removal systems in a reactor vessel of sodium-cooled fast reactor by scaled water experiments, 2; PIV measurements of flow field in a reactor vessel simulating operation of dipped-type DHX

辻 光世 ; 小野 綾子 ; 相澤 康介 ; 小林 順 ; 栗原 成計 ; 三宅 康洋*

Tsuji, Mitsuyo; Ono, Ayako; Aizawa, Kosuke; Kobayashi, Jun; Kurihara, Akikazu; Miyake, Yasuhiro*

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施している。本報では、溶融した炉心がコアキャッチャ上に堆積した状態で炉容器内浸漬型DHXを起動させ、PIV計測により得られた自然対流崩壊熱除去時の炉内流動場の特徴について報告する。

Thermal-hydraulic phenomena driven by natural circulation in a reactor vessel was investigated by using scaled model water experiments simulating a reactor vessel in order to enforce of safety and optimize design and operation of decay heat removal systems under normal operation and severe accident conditions. This paper reports PIV measurement results of natural convection flow field in reactor vessel simulating the condition of uniformly-accumulated debris on the core catcher and operating the submerged type DHX.