Numerical analysis of supercritical water flowing in an annular channel using the two-fluid model code ACE-3D

二流体モデルコードACE-3Dによる環状流路を流れる超臨界水の数値解析

中塚 亨  ; 三澤 丈治; 吉田 啓之  ; 高瀬 和之

Nakatsuka, Toru; Misawa, Takeharu; Yoshida, Hiroyuki; Takase, Kazuyuki

超臨界圧水冷却炉(SCWR)の熱的安全性を確認するためには、燃料集合体内の冷却材の熱流動特性を把握することが重要であり、模擬燃料集合体による試験結果を補間する解析的手法の確立が必要である。本研究では、原子力機構で開発している3次元2流体モデル解析コードACE-3Dを超臨界領域の物性値を扱えるように改良し、改良したACE-3Dコードを使って燃料棒周りの流れを模擬した垂直環状流路における超臨界水の熱伝達特性試験結果に対して検証解析を実施した。一連の解析の結果、壁面温度の計算結果は試験結果とおおむね一致しており、ACE-3DコードはSCWR炉心を模擬した体系における超臨界水の熱伝達予測に適用可能であることが確認できた。今後の課題としては、伝熱劣化領域における予測精度向上が挙げられる。

In order to confirm thermal safety of the supercritical-water-cooled reactor (SCWR), it is important to assess the thermal hydraulics in rod bundles of the core. In the present study, the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D, which has been developed in JAEA for the two-phase flow thermal-hydraulics of light water reactors, was improved to handle the thermal hydraulic properties of water at supercritical region. Heat transfer experiments of supercritical water flowing in a vertical annular channel around a heater pin, which simulates core flow around a fuel rod, were analyzed with the ACE-3D to assess the prediction performance of the code. As a result, it was confirmed that the calculated wall surface temperature agreed with the measured results and the code is applicable to prediction of heat transfer of supercritical water in the system that simulates the SCWR core. To improve prediction accuracy for heat transfer deterioration is a subject for future study.