燃料集合体ポーラス状周辺流路閉塞試験解析

Thermal-hydraulic of partially blocked fuel subassembly with porous media

永田 武光; 大島 宏之; 山口 彰

not registered; Ohshima, Hiroyuki; Yamaguchi, Akira

燃料集合体局所事故の起因事象の一つとして局所流路閉塞事象が知られている。集合体内に何らかの異物が流入し冷却材流路に閉塞領域が形成される場合の事象評価には、様々な閉塞条件及び流路閉塞のあらゆる形成位置に対して、同事象を高い精度でかつ安全評価上保守側に評価することが可能な、汎用性のある解析コードが要求される。本研究では、燃料集合体流路閉塞事象の熱流動現象に関する評価ツールの一つであるASFRE-IVコードの適用性と課題を明らかにすることを目的に、要素技術開発部原子炉工学グループにより実施された燃料集合体ポーラス状周辺流路閉塞試験の試験データを用いた検証解析を実施した。解析の結果、ASFRE-IVコードは全般的に冷却材温度分布を良好に再現するとともに、閉塞サブチャンネルにおける冷却材ピーク温度を保守側に評価することを確認した。

The analysis code for investigations of local subassembly phenomena, which has been recognized as an issue of local subassembly accidents, has been required and developed at JNC. It is desirable for the analysis code to be applicable to various blockage conditions and random position of the blockage formation and to evaluate conservatively on the safety assessment with high accuracy, In this study, for the purpose of verifying the application and issues of the subchannel analysis code ASFRE-IV which evaluates thermal hydraulic phenomena in the porous blockage regions, the ASFRE-IV validation analysis was carried out on the basis of the data of an experiment investigation on a local porous blockage in a fuel subassembly performed by Reactor Engineering Groop, O-arai Engineering Center, JNC. Calculational results indicated that ASFRE-IV could reproduce the coolant temperature profile in a fuel subassembly and the peak temperature in the local subchannel conservatively.