炉内熱流動解析を考慮したMK-2炉心湾曲解析

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 炉内熱流動解析を考慮したMK-2炉心湾曲解析
• Author/Editor: 高松 操; 吉田 昌宏
• Author Heading: 高松 操; 吉田 昌宏
• Publication Date: 2002-03
• Publication Date (W3CDTF): 2002-03
• Alternative Title: Joyo MK-II core bowing analysis based on thermal-hydraulic analysis
• Periodical title: JNC TN9410 2002-001
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を行っており、その一環として、過渡時のフィードバック反応度の評価精度の向上に関する研究を進めている。フィードバック反応度のうち、炉心湾曲反応度に関しては、設計により、受動的安全性を向上させることが可能であること等から、その評価手法擁立を目的として研究を進めてきた。炉心湾曲反応度の評価では、原子炉運転中の熱湾曲挙動を把握することが重要であり、これまで、 「常陽」MK-II炉心の炉心管理コードシステム"MAGI"、ラッパ管群温度計算コード"TETRAS"及び炉心湾曲解析コード"BEACON"からなる解析システムを整備し、炉心湾曲解析を実施してきた。炉心湾曲解析の主要パラメータであるラッパ管群温度については、上記システムで考慮していない炉内の冷却材の流動の影響を受ける可能性が考えられるため、単相多次元熱流動解析コード"AQUA"を用いた解析を行い、その影響を評価した。結果を以下に示す。1)炉心燃料集合体については、炉内冷却材流動の影響は小さく、ラッパ管温度を見直す必要はないことを確認した。2)冷却材流速の大きい燃料領域に隣接する反射体の出口では、その外側の 第6,7列の反射体から低温の冷却材が流れ込み、冷却材温度が"TETRAS"の計算結果より低くなることがわかった。3)原子炉容器内を循環する高温の冷却材が第8$\sim$9列反射体丁部付近に流れ込み、当該反射体の上部付近の冷却材温度が"TETRAS"の計算結果より30$\sim$40$^{\circ}C$多角なることがわかった。1)より、炉内冷却材流動は、炉心湾曲反応度の支配因子である。炉心燃料集合体の原子炉運転中の熱湾曲に影響しないことが確認できた。一方、②③より、炉内冷却材流動は、反射体のラッパ管温度を変化させるため、スエリング及びクリープへの影響が無視できないことがわかった。本研究では、現状、原子炉運転中の熱湾曲を測定することができないため、スエリング及びクリープで決まる集合体残留変位の測定データを計算値と比較することにより、解析手法の妥当性を検討しているが、これまで、"BEACON"による反射体残留変位計算値は、実測値を過小評価する傾向が見られている。そこで、簡易的に反射体領域のみ、"TETRAS"によるラッパ管温度に"AQUA"との温度差を補正し、"BEACON"の計算を行って; A study on the inherent safety test at the Experimental Fast Reactor Joyo has been performed to demonstrate the inherent safety of fast breeder reactors. In this study, emphasis was placed on the improvement on the feedback reactivity calculation accuracy. The investigation work for core bowing calculation has been continued because it is expected to cause negative feedback reactivity that would improve the passive safety of a fast breeder reactor. The core bowing behavior in JOYO has been analyzed by the system which consists of the MK-II core management code system MAGI, the interface code TETRAS and the core bowing calculation code BEACON. As it was supposed that the coolant flow inside of the reactor vessel might effects on wrapper tube temperature, detailed coolant flow was calculated by single-phase multi-dimensional therml-hydraulic analysis code AQUA. (1)As a result of the AQUA calculation, it was made clear that the coolant flow effect on the coolant temperature was negligible in fuel region. (2)The coolant temperature at the outlet of reflectors adjacent to a fuel subassembly are affected by the coolant flow that comes from the outlet of reflectors in the 6 th and the 7 th row. It decreases the outlet temperature of the reflectors in the 5 th row in AQUA calculation. (3)High temperature coolant flow exists in neighbor of the outlet of reflectors in the 8$\sim$10 throw. As a result, coolant temperature calculated by AQUA are higher in 30$\sim$40$^{\circ}$C than that calculated by TETRAS. It was made clear that the coolant flow inside of the reactor vessel had no effect on driver fuel bowing, which was the dominant factor of the core bowing reactivity. On the other hand, in reflectors region, it affects the wrapper tube temperature, which determine the irreversible swelling and creep. Essentially, in order to verify the feedback reactivity effect caused by the core bowing, it is desired to measure the mechanical behavior of the subassemblies under ...
• Source: /JNC-TN9410-2002-001.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9410-2002-001.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 「常陽」では、高速炉の固有安全性の実証を目的として、安全特性試験の実施に向けた研究を行っており、その一環として、過渡時のフィードバック反応度の評価精度の向上に関する研究を進めている。フィードバック反応度のうち、炉心湾曲反応度に関しては、設計により、受動的安全性を向上させることが可能であること等から、...