Validation study of thermal-hydraulic analysis program "SPRAL" for fuel pin bundle of sodium-cooled fast reactor

高速増殖炉燃料集合体内詳細熱流動解析コードSPIRALの検証

大島 宏之; 今井 康友*

Ohshima, Hiroyuki; Imai, Yasutomo*

ナトリウム冷却高速炉の燃料集合体内における様々な運転条件での熱流動現象を解明することを目的として、数値シミュレーションシステムの開発を行なっている。本研究は、このシステムを構成する1つの解析コードで、ワイヤースペーサ型燃料集合体内の局所詳細解析に適用されるSPIRALについて、検証解析を実施した。基本問題を解くことにより、質量,運動量,エネルギー保存に関する妥当性を確認するとともに、複数組み込まれた乱流モデルの予測特性を把握した。また、4本ピンバンドル試験解析より、バンドル体系での予測精度を確認した。

A numerical simulation system is being developed at JNC in order to offer methodologies to clarify thermal-hydraulic phenomena in a fuel subassembly of sodium-cooled fast reactors under various operating conditions. This paper describes the validation study of SPIRAL that is one component code of the numerical simulation system and that plays the role to simulate detailed local flow and temperature fields in a wire-wrapped fuel pin bundle. Fundamental validity related to solving mass, momentum and energy conservation equations and applicability of turbulence models were confirmed by simulating several basic problems. As the typical examples, two kinds of simulations using mainly high Re number models, backward facing step flow and flow in 4-fuel-pin bundle in a rectangular duct, are selected and the characteristics of flow field prediction by the models as well as the validity of the component code are mentioned.