[3I07-11] Fast Reactor Thermal Hydraulics

[3I09] Study on Cooling Process of Decay Heat Removal Systems in a Reactor Vessel of Sodium-cooled fast Reactor by Scaled Water Experiments

(2)PIV measurements of flow field in a reactor vessel simulating operation of dipped-type DHX

*Mitsuyo Tsuji¹, Ayako Ono¹, Kosuke Aizawa¹, Jun Kobayashi¹, Akikazu Kurihara¹, Yasuhiro Miyake² (1. JAEA, 2. NDD)

Keywords:Sodium cooled fast reactor, Severe accident, Decay heat removal, Water experiments

ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施している。本報では、溶融した炉心がコアキャッチャ上に堆積した状態で炉容器内浸漬型DHXを起動させ、PIV計測により得られた自然対流崩壊熱除去時の炉内流動場の特徴について報告する。