Numerical simulation on thermal-hydraulic characteristics in fuel assemblies of supercritical water cooled reactors using two-fluid model analysis code ACE-3D

二流体モデルコードACE-3Dによる超臨界圧軽水炉の燃料集合体内熱流動特性解析

中塚 亨  ; 三澤 丈治; 吉田 啓之  ; 高瀬 和之

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

超臨界圧軽水炉の燃料集合体内の熱流動特性を把握するため、原子力機構では三次元二流体モデル解析コードACE-3Dの機能の拡張を行っている。この一環として、本研究では、超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体について熱流動特性の解析を行った。解析対象は、燃料集合体を簡略模擬した19本バンドル集合体であり、(1)チャンネルボックスに接するサブチャンネル,(2) (1)に接するサブチャンネル,(3) (1),(2)の内側に位置するサブチャンネルの3種を含む。チャンネルボックスの影響と、燃料棒表面温度の周方向依存性について得られた結果を示す。

In order to assess the thermal hydraulics in fuel assemblies of the supercritical water cooled reactor (SCWR) core, JAEA has been enhancing the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D to predict thermal-hydraulic behavior of the SCWR. As a part of these assessments, the present paper describes numerical analysis results on thermal-hydraulic characteristics in the fuel assembly based on the design of the supercritical water cooled fast reactor (Super Fast Reactor) concept. The analytical geometry simulates a 19-rod assembly, which is one of the most simplified geometry of the SCWR fuel assembly and includes three kinds of different subchannel types: (1), adjacent to the channel box; (2), next to type (1); and (3), located inside types (1) and (2). The results show the influence of existence of the channel box and variation of the rod surface temperature profiles in the circumferential direction.