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,3; 炉容器外面冷却器の起動を模擬した炉容器内温度計測

Study on cooling process of decay heat removal systems in a reactor vessel of sodium-cooled fast reactor by scaled water experiments, 3; Temperature measurement in a reactor vessel simulating operation of reactor vessel auxiliary cooling system

相澤 康介 ; 辻 光世 ; 小林 順 ; 栗原 成計 ; 中根 茂*; 石田 勝二*

Aizawa, Kosuke; Tsuji, Mitsuyo; Kobayashi, Jun; Kurihara, Akikazu; Nakane, Shigeru*; Ishida, Katsuji*

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。本報告では、溶融燃料の配置をパラメータとした各条件に対して炉容器外面冷却器を模擬した冷却機器を起動させ、炉容器内過渡挙動を確認するとともに、自然循環定常状態における炉容器内熱流動場について検討した。

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 shows temperature measurement results of natural convection flow field in reactor vessel simulating operation of reactor vessel auxiliary cooling system. In addition, it is shown that the affect of dispersal condition of molten fuel on temperature distribution in reactor vessel.