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Preliminary analysis of sodium experimental apparatus PLANDTL-2 for development of evaluation method for thermal-hydraulics in reactor vessel of sodium fast reactor under decay heat removal system operation condition

崩壊熱除去系運転時のナトリウム高速炉内熱流動評価手法確立に向けたPLANDTL-2ナトリウム試験予備解析

小野 綾子; 田中 正暁; 三宅 康洋*; 浜瀬 枝里菜; 江連 俊樹

Ono, Ayako; Tanaka, Masaaki; Miyake, Yasuhiro*; Hamase, Erina; Ezure, Toshiki

ナトリウム冷却式高速炉において、作動時にポンプ等の電源を必要としない受動的な完全自然循環方式の崩壊熱除去系の採用が有力な手法として検討されている。この崩壊熱除去系が通常運転時のみならず事故時において作動した際の炉内および炉心部の熱流動挙動を把握し、冷却性を評価する必要がある。本論文では、そのような複雑な熱流動現象が起こる場合において、炉心内および浸漬型冷却器(DHX)の解析モデルを適切に設定するためにナトリウム試験装置PLANDTL-2を対象に数値シミュレーションを行った。解析結果より、PLANDTL-2における注目すべき熱流動現象について抽出し、モデルの妥当性などを検討した。

Fully natural circulation decay heat removal systems (DHRSs) are to be adopted for sodium fast reactors, which is a passive safety feature without any electrical pumps. It is required to grasp the thermal-hydraulic phenomena in the reactor vessel and evaluate the coolability of the core under the natural circulation not only for the normal operating condition but also for severe accident conditions. In this paper, the numerical results of the preliminary analysis for the sodium experimental condition with the PLANDTL-2 are discussed to establish an appropriate numerical models for the reactor core including the gap region among the subassemblies and the DHX. From these preliminary analyses, the characteristics of the thermal-hydraulics behavior in the PLANDTL-2 to be focused are extracted.

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