自然循環崩壊熱除去時炉容器内熱流動解析評価手法の整備; 集合体間ギャップ部熱流動解析モデルの検討

Development of reactor vessel thermal-hydraulic analysis method in natural circulation conditions; Investigation of thermal-hydraulic analysis model for interwrapper gap between assemblies

浜瀬 枝里菜 ; 三宅 康洋*; 今井 康友*; 堂田 哲広  ; 小野 綾子 ; 田中 正暁  

Hamase, Erina; Miyake, Yasuhiro*; Imai, Yasutomo*; Doda, Norihiro; Ono, Ayako; Tanaka, Masaaki

ナトリウム冷却高速炉では、自然循環を利用した浸漬型直接炉内冷却器(D-DHX)による崩壊熱除去が検討されている。D-DHXにより冷却されたナトリウムは、炉上部プレナムへ供給され、炉心に潜り込み集合体を冷却する。設計検討において本現象を評価するため、計算負荷を抑えつつも設計検討に必要な精度を有する炉容器内熱流動解析評価手法(RV-CFD)が必要となる。そこで、メッシュ数合理化により計算負荷を軽減した実用的なRV-CFDの整備を目的として、集合体間ギャップ部のメッシュ分割とモデルの組合せが解析結果に与える影響をナトリウム試験解析により確認した。

In sodium-cooled fast reactors, decay heat removal systems under natural circulation with a dipped-type direct heat exchanger (D-DHX) have been investigated. During the D-DHX operation, the cold sodium from the D-DHX flows into the assemblies and the interwrapper gap (IWG) between them. To evaluate such phenomena in design studies, the reactor vessel thermal-hydraulic analysis method (RV-CFD) which has the accuracy required for design studies while reducing the computational cost is required. In this study, with the aim of developing the practical RV-CFD with a low computational cost, the influence of the combination of the mesh number in the IWG and the pressure loss coefficient on the core temperature distribution was investigated through the numerical analysis of a sodium experimental apparatus named PLANDTL-1.