サブチャンネル解析コードASERE-IIIの検証

Validation of single-phase subchannel analysis code ASFRE-III

大高 雅彦; 大島 宏之; 二ノ方 壽; 成田 均

Otaka, Masahiko; Ohshima, Hiroyuki; Ninokata, Hisashi; not registered

本研究では、ASFRE-IIIコードの燃料集合体内冷却材温度分布に関する評価精度の検証を目的として、動燃が実施した2種類の模擬燃料集合体ナトリウム実験によって得られたデータを用い検証解析を実施した。検証解析の対象とした実験は、高速炉の崩壊熱除去運動時(低レイノルズ数領域)及び定格運転時(高レイノルズ数領域)に相当する条件で実施したナトリウム実験である。これら の実験条件をASFRE-IIIコードの入力条件として与え、燃料集合体内の熱流動解析を行い、燃料集合体内の冷却材温度データと比較した。本検証解析により、ASFRE-IIIコードの冷却材最高温度に関する解析値は、発熱部における冷却材温度上昇に対し、低レイノルズ数領域では5%以内、高レイノルズ数領域では6%以内で実験値と一致することを確認した。

A single phase subchannel analysis code ASFRE-III has been developed at PNC for predicting behavior of coolant and fuel pin temperature distributions in a fast reactor fuel subassembly under various operation and accident conditions such as a local flow blockage event. Salient features of the code are: a distributed resistance model of wire-wrap spacers, a porous blockage model, and an efficient matrix solver suitable for a large vector/parallel computation. In this study, ASFRE-III was applied to the thermal-hydraulic analysis of the two out-of-pile experiments using sodium performed at PNC for the purpose of the code validation. The one was performed around rated flow and heat flux conditions and the other was decay heat removal conditions. The computational results obtained under various flow and heat flux conditions were compared with the experimental data. The predicted coolant temperatures in subassemblies were agreed well with the measured data within 5 6% in the wide range from low to high Reynolds number regions.