高速炉崩壊熱除去特性に関するPLANDTL-2試験; 燃料集合体通過流れ遮断時の集合体間ギャップ部流れ効果

PLANDTL-2 experiment for evaluation of decay heat removal in sodium-cooled fast reactors; Effect of inter-subassembly gap flow under interruption of flow through fuel assemblies

江連 俊樹 ; 秋元 雄太 ; 辻 光世 ; 栗原 成計 ; 田中 正暁  

Ezure, Toshiki; Akimoto, Yuta; Tsuji, Mitsuyo; Kurihara, Akikazu; Tanaka, Masaaki

ナトリウム冷却高速炉の安全性向上の一環として、多層の模擬燃料集合体領域を有するナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を用い、炉内崩壊熱除去特性を把握する試験を実施している。本研究では、主循環系に流れが無い条件、かつ燃料集合体出口部を閉塞させ集合体内の通過流れを遮断し、浸漬型直接炉心冷却器による炉心冷却を行う試験を実施し、集合体間のギャップ流れの効果について把握した。

Sodium experiments using PLANDTL-2 test facility, which have multiple rows of simulated core, have been carried out to clarify the decay heat removal characteristics inside a reactor. In this study, decay heat removal experiments were carried out using a dipped-direct heat exchanger under no primary flow rate conditions and interrupting the flow through the assemblies by a plugging system of fuel assemblies. As the results, the influence of inter-subassembly gap flow on the cooling characteristics of simulated core was clarified.