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論文

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,1; 制御棒周辺部の温度変動緩和対策の提案

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁

保全学, 20(3), p.89 - 96, 2021/10

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉内構造物(UIS)の底部板において、燃料集合体からの高温のナトリウムが制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温のナトリウムと混合する。炉心出口と低温チャンネル間の異なる流体温度の混合によって発生する温度変動は、UIS下部周辺の構造物に対して、高サイクル熱疲労の原因となる可能性がある。このため、Advanced-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用して、UIS下部周辺で発生する有意な温度変動に対する対策を試験する水流動試験を行った。その結果、温度変動強度を緩和する対策の効果が確認された。

論文

先進的なナトリウム冷却高速炉の炉心出口部におけるサーマルストライピング現象に関する水流動試験,2; 径方向ブランケット燃料集合体周辺部の温度変動緩和対策の提案

小林 順; 相澤 康介; 江連 俊樹; 栗原 成計; 田中 正暁

保全学, 20(3), p.97 - 101, 2021/10

日本原子力研究開発機構が設計してきた先進ナトリウム冷却高速炉(Advanced-SFR)の炉内構造物の下部で発生するサーマルストライピング現象に焦点をあて、A-SFRの上部プレナムを1/3スケール60度セクタでモデル化した試験体を使用し、UIS下部周辺の有意な温度変動に対する対策構造を確認するための水試験を実施してきた。前回の論文では、制御棒チャンネル周辺の温度変動を緩和させるための対策の効果を報告した。本論文では、同じ試験体を使用した水実験を行って、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動の特性を取得した。また、炉心計装支持板(CIP)の形状を変更し、径方向ブランケット燃料集合体周辺の温度変動を緩和する効果が高いことを確認した。

論文

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。

論文

Proposal of benchmark problem of thermal striping phenomena in planar triple parallel jets tests for fundamental code validation in sodium-cooled fast reactor development

小林 順; 田中 正暁; 大野 修司; 大島 宏之; 上出 英樹

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.6664 - 6677, 2015/08

数値シミュレーションは、ナトリウム冷却高速炉の物理現象分析とプラント設計研究において必須のツールと認識されている。数値シミュレーションを使用したプラント設計業務において得られる計算結果の信用性を向上させるため、検証と実証(V&V)の過程は非常に重要であると認識されている。本研究では、原子力機構にて実施された平行平板3噴流の混合現象を、SFR開発におけるサーマルストライピング研究分野のコード検証のためのベンチマーク問題として提案する。

論文

Water experiments on thermal striping in reactor vessel of Japan Sodium-cooled Fast Reactor; Countermeasures for significant temperature fluctuation generation

小林 順; 江連 俊樹; 上出 英樹; 大山 一弘*; 渡辺 収*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

JSFRではコラム型の炉上部機構(UIS)が原子炉容器の上部プレナムに設置されている。UISの底部板(CIP)において燃料集合体からの高温ナトリウムが、制御棒チャンネルやブランケット集合体からの低温ナトリウムと混合し、高サイクル熱疲労が発生する可能性がある。我々は、制御棒集合体周辺における熱流動現象の把握やCIPにおける有意な温度変動の対策を得るために、原子炉上部プレナムモデルを使用した水流動試験を実施している。試験装置は原子炉上部プレナムの1/3スケールで60$$^{circ}$$セクタモデルである。実験によって、燃料集合体のハンドリングヘッドとCIP間の流体温度変動の特徴が計測され、流体の混合によって発生する有意な温度変動への対策が、ハンドリングヘッド出口からCIP下部表面との距離によって受ける影響について議論される。

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