Development of coupled analysis method for a fast reactor plant thermal-hydraulics evaluation in natural circulation conditions

自然循環崩壊熱除去時におけるナトリウム冷却高速炉プラント熱流動挙動評価のための連成解析手法整備

浜瀬 枝里菜 ; 藤崎 竜也*; 河村 拓己*; 三宅 康洋*; 堂田 哲広  ; 小野 綾子 ; 田中 正暁 

Hamase, Erina; Fujisaki, Tatsuya*; Kawamura, Takumi*; Miyake, Yasuhiro*; Doda, Norihiro; Ono, Ayako; Tanaka, Masaaki

浸漬型直接炉内冷却器を用いた自然循環崩壊熱除去時のプラント全体挙動を精度よく評価するため、プラント動特性解析コードとCFDコードを用いた連成解析手法を整備している。PLANDTL-1のPRACSを用いたスクラム過渡模擬試験を対象に、連成解析を実施した結果、原子炉容器(RV)内の局所的な現象を考慮して、系統内熱流動挙動を評価するとともに、本挙動をフィードバックしながら、RV内熱流動現象を模擬することができ、本手法の適用性を確認できた。

To accurately evaluate the plant behavior during natural circulation decay heat removal using a dipped-type direct heat exchanger, we have developed a coupled analysis method using a plant dynamics analysis code and a CFD code. As a result of coupled analysis for a transient test using PRACS in the PLANDTL-1, the results demonstrated that the thermal-hydraulic behavior in the primary loop can be evaluated by considering local phenomena within a reactor vessel (RV), and the phenomena in the RV can be simulated by incorporating feedback from thermal-hydraulics in the primary loop. We confirmed the coupled analysis method was applicable to evaluate the plant transient behavior.