FHM 崩壊熱除去用 冷却器 （DHX） 制御棒案内管 カバーガス 領域 純化系 機器 （C/T） 自由液面 入口配管 （C/L） 出口配管 （H/L） （１）試験で得られたガス巻き込み発生時の可 視化画像（くぼみ渦タイプ） ディップ プレート （D/P） FHM 貫通孔 自由液面 炉心 切り込み くぼみ渦 コラム型 UIS 燃料出入機 案内管 巻込まれたガス 炉容器上部プレナム 炉容器直径：約10ｍ、出力：150万kWe 吸込み流れ 図１-６ ナトリウム冷却大型炉の原子炉容器内構造 FHMプラグ （２）ガス巻き込みの数値解析例：くぼみ渦を 対象とした基礎試験の解析 燃料出入機案内管 バッフル板 図１-８ ガス巻き込み発生状況と数値解析例 D/P B/P-5 B/P-4 切り込み UIS切り込み 燃料出入機 B/P-3 案内管 C/L H/L C/L 炉心出口流速 C/T （1.6m/s）に対 B/P-2 する相対値 DHX 0.47 B/P-1 FHMプラグ C/T C/L H/L カメラ 撮影方向 プラグ高さ：（１）D/P位置 （２）UIS中段位置 0.00 PIVによる鉛直断面内流速場測定 FBR実用化戦略調査研究の一環としてナトリウム冷却 大型炉の要素技術開発を実施しています。図１-６は炉 容器内部の形状を示しており、大出力かつコンパクト化 することにより経済性の向上を図っています。 コンパクト化のため、炉心上部機構（UIS）には燃料 交換機（FHM）のアームが通過できる切り込みを設ける と共に、UISの内部にナトリウムの通過を許す革新的構 造（コラム型）としています。これらの結果、特に炉心 を出てUIS切り込みを通って上方へ向かう速い流れが形 成され、液面近傍の流速が増大することで、カバーガス を巻き込む可能性が生じました。液面下に水平の板 （D/P） 図１-７ １／１０縮尺モデル試験による速度場測定と流 動適正化方策の効果 実機設計の１／１０縮尺で炉容器上部プレナムを模擬し た装置を用い、炉内流動場を計測すると共に、FHM プラグを図中 （２）のように深く挿入することで流れ の方向を変え、液面近傍の流速を低減しました。 計測には独自の画像ノイズ除去手法を組み合わせた 粒子画像流速計測法（PIV）を適用し、詳細な速度場 を把握しました。 を設けて流速の低減を図りましたが、ガス巻き込みの防 止が設計成立性を示す上で重要な課題となりました。 そこで、実験と数値解析による炉内流動の適正化研究 を実施しました。図１-７に示すように炉内の流速分布 を定量的に測定することによって、液面に向う速い流れ を効果的に遮断するFHMプラグを考案し、液面近傍で の流速を当初の設計形状に比べ約半分に低減しました１）。 更に図１-８に示すような数値解析を適用することに よって、くぼみ渦からのガス巻き込み発生に関する評価 手法を構築しました２）。それらによって、ガス巻き込み 発生の回避に見通しを得ることができました。 ●参考文献 １）Kimura, N., Hayashi, K., Kamide, H. et al., Experimental Study on Flow Optimization in Upper Plenum of Reactor Vessel for a Compact Sodium-Cooled Fast Reactor, Nuclear Technology. vol.152, 2005, p.210-222. ２）Sakai, T. et al., Study on the Gas Entrainment Design Method by CFD Data on Steady Cylindrical Systems for a Sodium-Cooled Reactor, Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06)(CD-ROM), Reno, USA, 2006, Paper 6409, 7p. 未来を拓く原子力 ２００６ 13
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