[2E10-14] Thermal Hydraulics in Fast Reactor 1

[2E10] Thermal-hydraulic numerical evaluation for thermal striping of sodium-cooled fast reactor

Study on applicability of temperature fluctuation intensity estimation method to triple parallel jets sodium test

*Masaaki Okano¹, Hiroyuki Sakamoto², Tomoaki Ogata², Hironori Nakamura³, Kazuhiro Oyama³, Osamu Watanabe³, Masaaki Tanaka⁴, Hiroyuki Ohshima⁴ (1. MHI, 2. MHI NSE, 3. MFBR, 4. JAEA)

Keywords:Fast Reactor, Thermal striping, Temperature fluctuation intensity, CFD analysis

高速炉の炉心出口部では、燃料集合体出口と制御棒集合体出口から流出する温度の異なる流体の混合により生じる温度変動が構造物に伝達し、高サイクル熱疲労を引き起こすこと（サーマルストライピング）が懸念されている。これまで、流体温度乱れ強さの輸送方程式に対して局所平衡（生成と散逸の釣り合い）を仮定して温度乱れ強さを評価していたが、予測精度に課題があった。そこで、本研究では勾配拡散近似（乱れの等方性）に基づく輸送方程式を直接的に解くことで予測精度の向上を試みた。本評価手法の適用性を検討するために、商用CFDコードに同輸送方程式を組み込み、平行三噴流ナトリウム試験を対象に解析を実施した。その結果、高温流体と低温流体の混合位置における温度乱れ強さ分布は試験結果と良い一致を示し、同試験条件での異温度流体混合現象に対する本評価手法の適用性を確認した。