[1D08-13] Thermal Hydraulics of Sodium-Cooled Fast Reactors 2

[1D08] Analysis of core thermal hydraulics under natural circulation condition with plant dynamics analysis code Super-COPD

(2)Applicability evaluation of the inter-subassembly heat transfer model -

＊Erina HAMASE¹, Norihiro DODA¹, Kunihiko NABESHIMA¹, Ayako ONO¹, Hiroyuki Ohshima¹ (1.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:Fast Reactor, Natural circulation decay heat removal, Plant dynamics analysis, Liquid Sodium experiment

ナトリウム冷却高速炉における自然循環崩壊熱除去時の炉心では、燃料集合体間熱移行や流量再配分など特有の現象が生じる。本報では、ナトリウム試験装置PLANDTLの集合体間温度差のある試験ケースを対象に解析を行い、プラント動特性解析コードSuper-COPDの集合体間熱移行モデルの適用性を評価した。