並列タイトル等Large-scaled thermohydraulic tests plan for cooling systems in fast reactors; effect of primary system and DRACS system on dynamics
一般注記出版タイプ： NA
大型高速炉で採用される原子炉冷却系に係る新概念技術の確立を目的とし、原子炉容器から蒸気発生器までを総合的に模擬した大型ナトリウム試験(原子炉冷却系総合試験)計画を検討した。これまでに基本設計を行い、試験施設は大型高速炉の1/3縮尺2ループモデルとした。Naの加熱にはガスバーナによるNa加熱器を用いるため、1次系コールドレグ配管長やプレナム容量が大きくなり、熱過渡特性に対する実機模擬性が損なわれる可能性が考えられる。また、大型高速炉DRACS系の配管設計等が自然循環特性に及ぼす影響を確認しておく必要がある。そこで、1次系コールドレグ配管長、プレナム容量及びDRACS系のEu数(流動抵抗)をパラメータとして動特性解析を実施し、模擬性に与える影響を把握した。その結果、熱過渡模擬性改善のためにはプレナム容量の縮小を図るべきであり、1次系コールドレグ配管長短縮の効果は小さいことが分かった。また、DRACS系のEu数を調節して1/3縮尺条件にすべきであること、空気冷却器の伝熱管寸法を縮小すべきであることが分かった。試験方法の変更により熱過渡模擬性を改善する方策を検討するため、炉心部電気ヒータのみで初期定常を取り、1次系のホットレグとコールドレグの温度差($\Delta$T)を1/3とした解析を実施した。その結果、Na過熱器を用いた系統構成上、$\Delta$Tを大型高速炉と一致させた試験では模擬できなかった原子炉容器回りの熱過渡初期の挙動を概ね模擬できることが分かった。1次系ポンプ軸固着試験の模擬性について検討するため動特性解析を実施した結果、大型高速炉の熱過渡が概ね模擬できることが分かった。また、試験体ポンプの逆回転を強制的に停止させる装置の効果は小さいことが分かった。
Large-scaled thermohydraulic tests are planned for new key technologies in the heat transport systems of a fast reactor with power of 600MWe. The test facility consists of components from a reactor vessel to a steam generator. Basic design of the large-scaled thermohydraulic test facility is 1/3 scale of the large scale fast reactor with two primary cooling loops. However the primary piping length and plenum volume are larger than those of the 1/3 scale of the fast reactor, because a sodium is heated by a gas burner which is placed between pump and reactor vessel. And, design of a direct reactor auxiliary cooling system (DRACS) in the test facility is also of interests. Therefore, dynamics analyses of the thermal transition tests have been done in which parameters were the primary cold leg piping length, the plenum volume and Euler numbers of the DRACS system. It was shown that the shortening of the primary cold leg piping length was not important to improve the transient response, and the reduction of the lower plenum volume in the reactor vessel was effective. And, it was found that the Euler numbers of the DRACS should be 1/3 scale condition, and the heat capacity of an air cooler, i.e. its tube size, reduction was of importance. Analyses have been done in which only electrical heaters in the core were used and a temperature difference between hot and cold legs was set 1/3 of the fast reactor. It was shown that the thermal transition just after the scram agreed fairly well between the test facility and the reactor. Analyses of the primary pump stick tests have been done. It was shown that the thermal transition of the fast reactor could be simulated roughly, and a prevention of reverse rotation of the primary pump due to the reverse flow was not very influential to improve the response.
一次資料へのリンクURL/JNC-TN9400-99-012.pdf （fulltext）
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System