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Investigation on natural circulation for decay heat removal in reactor vessel of sodium-cooled fast reactor

ナトリウム冷却炉における炉容器内自然循環による崩壊熱除去特性の検討

相澤 康介 ; 辻 光世 ; 小林 順 ; 栗原 成計 ; 三宅 康洋*; 中根 茂*; 石田 勝二*

Aizawa, Kosuke; Tsuji, Mitsuyo; Kobayashi, Jun; Kurihara, Akikazu; Miyake, Yasuhiro*; 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、シビアアクシデント時を含む炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握するために1/10縮尺水試験を実施した。本試験装置は、浸漬型DHX,貫通型DHX及びRVACSの3種類の冷却機器を有しており、かつ炉内各所に溶融燃料を模擬した電気ヒータを設置している。これより、本試験装置では、様々な条件下での炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握することができる。本研究では、浸漬型DHX, RVACS運転時の炉容器内自然循環特性を温度計測試験及びPIV計測より検討した。さらに、温度変動がPIV計測に与える影響を定量的に評価した。

In sodium-cooled fast reactors (SFRs), optimizing the design and operate decay heat removal systems (DHRSs) is important for safety enhancement against severe accidents that could lead to core melting. The natural circulation phenomena in a reactor vessel during operating a DHRS were clarified by conducting water experiments using a 1:10 scale experimental facility (PHEASANT) simulating the reactor vessel of loop-type SFRs. In this study, we investigated the natural circulation phenomena under conditions of operating the dipped-type DHX and RVACS using the results of temperature and particle image velocimetry (PIV) measurements, respectively. Furthermore, the effects of temperature fluctuation on the PIV measurement were quantitatively evaluated.

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