Water experiments on thermal striping in reactor vessel of advanced sodium-cooled fast reactor; Influence of flow collector of backup CR guide tube

小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹

Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11

原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。