[1L11-14] Design Technology for Advanced Reactor 1

[1L12] Advancement of detailed core bowing analysis code for fast reactor

(5) Thermal bowing experiment using a single simulated subassembly

*Naoki Nakagawa¹, Ryo Kawabata¹, Hiromichi Gima¹, Shinichiro Matsubara¹, Hirokazu Ohta³, Takanari Ogata³, Kouji Kusumi³, Kazuya Ohgama², Hidemasa Yamano², Satoshi Futagami² (1. MHI, 2. JAEA, 3. CRIEPI)

Keywords:Fast reactor, Subassembly bowing, Contact load, Core radial expansion, Passive safety

高速炉では炉心損傷防止策の一つとして、過渡時に炉心湾曲し径方向に膨張することによる負のフィードバック反応度の投入が期待されている。しかしながら、炉心湾曲反応度には通常運転時の集合体形状や集合体間の残留ギャップ幅などによる、大きな不確かさが存在することが知られており、精度の高い手法によって炉心湾曲挙動を詳細に解析する必要がある。それゆえに電力中央研究所では、詳細炉心湾曲解析コードARKAS_cellule の開発を進めている。
この炉心湾曲解析コードの検証データ蓄積のため、模擬集合体が熱変形によって相互干渉する挙動を、単体から段階的に試験体数を増やして取得する計画である。本計画の初期段階として、燃料集合体単体の熱湾曲の詳細挙動を取得することを目的とした単体熱湾曲実験を実施した。本報告では、試験にて得られた知見について紹介する。