Numerical simulation of heat transfer experiment of supercritical water by two-fluid model code ACE-3D

二流体モデル解析コードACE-3Dによる超臨界圧水熱伝達試験の解析

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正確に把握することが重要である。本研究では、原子力機構で開発している三次元二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試験結果に対して検証解析を実施した。解析の結果、燃料棒表面温度の計算値は実験値とおおむね一致しており、ACE-3Dコードは炉心を簡略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。伝熱劣化の予測精度の向上が今後の重要な課題である。

In order to confirm thermal safety of the supercritical-water-cooled reactor (SCWR), it is important to assess precisely thermal-hydraulic characteristics in rod bundles of the core. In the present study, the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D was improved to handle the thermal property of water at supercritical region. Heat transfer experiments of supercritical water flowing upward in a vertical annular channel around a simulated fuel rod were analyzed with the ACE-3D to evaluate the prediction performance of the code. As a result, it was confirmed that the calculated rod surface temperature agreed with the measured results for wide range of the coolant flow rate and heat flux. Thus, it could be judged that the ACE-3D may be applicable to predict the heat transfer coefficients of supercritical water in the SCWR core. To improve prediction accuracy for heat transfer deterioration is an important subject for future study.