Investigation on natural circulation behavior for decay heat removal in reactor vessel of sodium-cooled fast reactor under severe accident condition, 1; Effect of decay-heat conditions on natural circulation behavior under dipped-type DHX operation conditions

ナトリウム冷却高速炉におけるシビアアクシデント時の原子炉容器内部の自然循環による崩壊熱除去特性に関する研究,1; 浸漬型DHX運転条件下における発熱条件が自然循環挙動へ与える影響

辻 光世 ; 相澤 康介 ; 小林 順 ; 栗原 成計 

Tsuji, Mitsuyo; Aizawa, Kosuke; Kobayashi, Jun; Kurihara, Akikazu

ナトリウム冷却高速炉(SFR)において、炉心溶融を含むシビアアクシデント時の安全性強化のため、炉内冷却機器の設計と運用を最適化することが重要である。SFRの原子炉容器を模擬した1/10縮尺の水試験装置を用いて、原子炉容器内部の自然循環現象を把握するための水試験を実施している。本報では、炉心燃料とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合が原子炉容器内部の自然循環挙動へ与える影響を調査するために、浸漬型DHXを運転した条件で実施した実験結果を示す。全体の発熱量を一定として、全体の発熱量に対するコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合を20%, 80%とした2条件で原子炉容器内部の温度分布及び流速分布を計測した。炉心部とコアキャッチャ上の燃料デブリの発熱割合による炉容器内の自然循環挙動への影響を定量的に把握した。

In sodium-cooled fast reactors (SFRs), decay heat removal after a core disruptive accident (CDA) is an important issue for the safety enhancement. Therefore, water experiments using a 1/10 scale experimental apparatus (PHEASANT) that simulates the reactor vessel of an SFR are conducted to investigate the natural circulation phenomena in the reactor vessel. In this study, experiments under the operation of the dipped-type DHX were conducted to investigate the effect of the heat generation ratio between the fuel debris on the core catcher in lower plenum and the reactor core remnant on the natural circulation behavior in the reactor vessel. The temperature distribution and the velocity distribution were measured under two heat generation conditions. Thus, the effect of the heat generation ratio between the fuel debris in the lower plenum and the reactor core remnant on the natural circulation behavior was quantitatively grasped under the dipped-type DHX operating conditions.