ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去時における炉容器内熱流動解析評価手法整備; 低流量条件での燃料集合体単体に対するサブチャンネルCFD解析手法の適用

Development of reactor vessel thermal hydraulic evaluation method under natural circulation decay heat removal conditions in sodium-cooled fast reactor; Application of subchannel based CFD analysis method to a fuel subassembly at low flow rate conditions

浜瀬 枝里菜 ; 今井 康友*; 堂田 哲広  ; 田中 正暁  

Hamase, Erina; Imai, Yasutomo*; Doda, Norihiro; Tanaka, Masaaki

ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去時には、炉心通過流量が定格時の数%程度となる上、原子炉容器内上部プレナムに浸漬させた冷却器から流下した低温流体が炉心部に潜り込み、燃料集合体内は非対称な温度分布となる。このため集合体内の詳細解析が望まれるが、高速炉プラント設計検討の観点から、合理的な計算負荷で、原子炉容器内の熱流動現象を評価可能な解析モデルが必要となる。そこで、炉心部の燃料集合体のモデル化に着目し、商用CFDコード(FLUENT)を用いて、既存のサブチャンネル解析の考え方を反映したサブチャンネルCFD解析手法を整備している。本報では、既存のナトリウム試験を対象に燃料集合体単体での解析を実施し、自然循環時相当の低流量条件下での適用性を確認した。

Under natural circulation decay heat removal of a sodium-cooled fast reactor, the flow rate in the core reduces to several percent of the rated value, and the temperature distribution in the fuel subassembly becomes asymmetric since the cold coolant from a dipped-type direct heat exchanger flows into the core region. Though the detailed analysis in the fuel subassembly is required, for the design study, the analysis model which can simulate the thermal hydraulics in the reactor vessel with reasonable calculation costs is demanded. Then, focused on the modelling of core, the subchannel analysis base method for subassembly (subchannel CFD model) has been developed. In this study, numerical results of the subchannel CFD model are compared to those of the subchannel analysis code and the experimental data. The result indicates the applicability of the subchannel CFD model to the fuel subassembly at low flow rate conditions.