Synthesis of modeling and simulation techniques for the in-vessel thermal-hydraulics analysis in decay heat removal system operation

崩壊熱除去システム運転時の炉内熱流動解析に係るモデル化と解析技術の統合

田中 正暁 ; 浜瀬 枝里菜 ; Li, S.*; 遠藤 淳二*; Gerschenfeld, A.*; Gorsse, Y.*; 今村 亮*; 今村 友*; 吉村 一夫 ; 江連 俊樹 

Tanaka, Masaaki; Hamase, Erina; Li, S.*; Endo, Junji*; Gerschenfeld, A.*; Gorsse, Y.*; Imamura, Akira*; Imamura, Tomo*; Yoshimura, Kazuo; Ezure, Toshiki

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全性向上のため、多様な崩壊熱除去システム(DHRS)が必要である。原子炉容器内のホットプレナムに浸漬型直接熱交換器(D-DHX)を備えた直接原子炉補助冷却システムは、通常運転条件だけでなく、予想される運転事象および事故条件においても最も有望なシステムの一つであると認識されている。本論文では、D-DHX運転中に発生する複雑な熱流動現象下での炉心冷却性を評価するための数値流体力学(CFD)モデリングおよびシミュレーション技術の統合を試みた。炉心の燃料集合体およびラッパー間ギャップを含む原子炉容器内の適切なCFD解析モデルに関するコンセンサスを得ることを目的に、原子力機構のナトリウム試験施設(PLANDTL-1)、CEAの革新的SFRであるASTRID、および日本のプール型実証SFRに関するMFBRのCFD解析に関するそれぞれの経験のレビューとギャップ分析を行った。

For the safety enhancement of sodium-cooled fast reactor (SFR), diverse decay heat removal systems (DHRSs) are required. The direct reactor auxiliary cooling system with the dipped-type direct heat exchanger (D-DHX) in the hot plenum of the reactor vessel (RV) is recognized as one of the most promising systems at normal operating conditions and accident conditions. This paper attempted the synthesis of computational fluid dynamics (CFD) modeling and simulation techniques to evaluate the core coolability under the complicated thermal-hydraulics phenomena in the D-DHX operation. The investigation of review and gap analysis of respective experiences on CFD analyses regarding the sodium test facility named PLANDTL-1 in JAEA, ASTRID as an innovative SFR in CEA, and a pool-type demonstration SFR in Japan in MFBR was made to provide consensus on an appropriate CFD analysis model of the RV, including the fuel sub-assembly and inter-wrapper gap in the core.