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単相多次元コードAQUAによる高速原型炉「もんじゅ」炉内熱流動解析(2) 炉容器全体解析用標準メッシュの規定と自然循環予備解析

In-vessel thermohydraulic analysis of MONJU with AQUA code (II) set-up of standard analytical models for MONJU and pre-analysis of natural circulation phenomena

村松 壽晴*

Muramatsu, T.*

高速原型炉「もんじゅ」の炉容器熱流動解析を単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いて行なう場合の、標準的な3次元解析モデルおよび2次元解析モデルを作成した。この標準解析モデルの計算総セル数は、それぞれ23270セルおよび2004セルである。ここで作成した標準解析モデルを用いて、平行炉心第10サイクル末期の定格負荷運転状態からの自然循環事象(外部電源喪失事故+ディーゼル発電機起動失敗)を例に取り、その予備解析を実施した。得られた結果は、以下に示す通りである。(1) 定格運転状態での炉内流量配分は、各流量領域の設計値に対して、3次元解析モデルで最大10%、2次元解析モデルで最大20%の範囲内で一致する。(2) 事象開始後、上部プレナム内に温度成層化現象が発生するものの、その解消過程は3次元解析モデルの結果の方が早い。(3) 3次元解析モデルによる被覆管肉厚中心温度は、制限値675$$^{circ}C$$を上回らず、炉心は安定に冷却される。

Three and two dimensional standard analytical models were to analyze in-vessel thermohydraulic phenomena of prototype fast reactor MONJU using multi-dimensional thermohydraulic analysis code AQUA. The non-structured cells, which are defined as those without solid structure inside the cell, count up tp 23270 and 2004, respectively. Pre-analysis of in-vessel natural circulation phenomena was conducted for transient simulating a pump coast down and reactor scram to a full-power operation condition (End of 10th equilibrium cycle) with the above standard models. From the analyses, the following results have been obtained: (1)Calculated flow distribution in the core on a steady-state condition agreed within the maximum error 10% and 20% compared with a design value for 3D and 2D analytical models, respectively. (2)Rising speed of thermal stratification interface predicted by the 2D analytical model was delayed for the case using the 3D model. (3)In the result using the 3D analytical model, a maximum temperature at center of a fuel pin clad not exceeded the limit value 675$$^{circ}$$C.

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