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液膜挙動に及ぼす燃料棒曲がりの影響

Effect of curved fuel rods on liquid film flow behavior

高瀬 和之; 吉田 啓之 ; 柴田 光彦; 北村 竜明*; 久米 悦雄; Zhe, X.*

Takase, Kazuyuki; Yoshida, Hiroyuki; Shibata, Mitsuhiko; Kitamura, Tatsuaki*; Kume, Etsuo; Zhe, X.*

革新的水冷却炉は現行軽水炉に比べて燃料棒間隔が極端に狭いため、原子炉運転時における燃料棒の微小変形や燃料棒表面へのクラッド付着などによって、冷却材流路が局所的に大きく減少する可能性があり、このような流路の閉塞によって除熱性能が劣化することが懸念されている。そこで、流路閉塞の除熱への影響を考慮した炉心熱設計手法の確立を目指した研究を計画している。本報では、最初に燃料集合体内の液膜流挙動を二流体モデルや界面追跡法を用いた大規模シミュレーションによって予測した結果を示す。次に、変形等によって湾曲した燃料棒が除熱特性に及ぼす影響を定量的に明らかにするための予備的検討として、湾曲した燃料棒形状を正確に模擬することができる汎用流体解析コードFLUENTを用いた非構造格子体系での二相流シミュレーションの結果について報告する。

Fluid flow characteristics in a tight-lattice rod bundle with spacers were analyzed numerically using a newly developed two-phase flow analysis code under the conditions of the full bundle size and non-heated isothermal flow. Conventional analysis methods such as sub-channel codes need composition equations based on the experimental data. In case that there are no experimental data about thermal-hydraulics in the tight-lattice core, therefore, it is difficult to obtain high prediction accuracy on the thermal design of the tight-lattice core. Then the direct numerical simulations with the earth simulator were chosen. The axial velocity and void fraction distributions in a simulated tight-lattice rod bundle changed sharply around a spacer and the interface behavior between water and vapor in a narrow coolant channel was clarified using the predicted quantities. The high prospect was acquired on the possibility of establishment of the thermal design procedure of the advanced nuclear reactors with large-scale direct simulations.

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