改良界面追跡法によるBWR炉心内流体混合現象の数値解析

Numerical simulation of fluid mixing phenomena in boiling water reactor core using advanced interface-tracking method

吉田 啓之  ; 永吉 拓至*; Zhang, W.; 高瀬 和之

Yoshida, Hiroyuki; Nagayoshi, Takuji*; Zhang, W.; Takase, Kazuyuki

現在の沸騰水型原子炉の熱設計は、実規模試験に基づいた相関式を用いることにより実施されている。実規模試験は多大な費用と時間を必要とするため、実規模試験なしに熱設計を可能とする手法の開発が期待されている。そこで原子力機構では、詳細な二相流解析手法により燃料集合体内の二相流を解析的に評価し、実規模実験を数値シミュレーションで置き換えることで炉心開発を加速できる手法(Design by Analysis)の確立を目指した原子炉熱設計技術を開発している。本研究では、この熱設計技術開発の一環として、気液界面形状の時間変化や空間分布を詳細かつ高精度で解析することで、燃料集合体内の二相流に対する形状効果の影響などを解析的に評価できる、改良界面追跡法による詳細二相流解析コードTPFITを開発し、流体混合現象等を対象として、一連の検証を実施してきた。本報では、TPFITコードを現行の沸騰水型原子炉及び超高燃焼水冷却増殖炉内の流体混合現象に適用した結果について述べる。

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