[2J15-19] Pump and Reactor Vessel of Na-cooled Reactor

[2J18] Preliminary Studies for Applicability related to the Large Reactor Vessel of Pool-type SFR

(2)Thermal Hydraulic Analysis

*Hiroyuki Hagiwara¹, Osamu Watanabe¹, Kazuhiro Oyama¹, Masato Ando¹, Hiroyuki Ohshima², Hidemasa Yamano³ (1. MFBR, 2. JAPC, 3. JAEA)

Keywords:Pool-type reactor, Sodium cooled fast reactor, Three dimensional thermal hydraulic analysis

タンク型炉を対象とした熱流動評価を実施し、タンク型炉の導入を想定した場合に重要となる原子炉容器内の熱流動課題を摘出した。今後、検討すべき重要な熱流動課題として、トリップ時の内容器内外面の温度変化、定格運転時の炉壁冷却部の自然対流及びホットプール自由液面からのカバーガス巻き込等が挙げられる。