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Thermal-hydraulic calculation for simplified fuel assembly of super fast reactor using two-fluid model analysis code ACE-3D

二流体モデルコードACE-3Dによるスーパー高速炉の簡易模擬燃料集合体の熱流動解析

中塚 亨 ; 三澤 丈治; 吉田 啓之 ; 高瀬 和之

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

本研究では、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを用いて超臨界圧軽水冷却高速炉(スーパー高速炉)の燃料集合体を簡易模擬した体系で熱流動特性の解析を行った。解析対象は、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。本解析によって得られた最高被覆管温度は、設計基準を満たすことが確認された。

In the present paper, thermal-hydraulic behavior in a simplified fuel assembly of the supercritical water cooled fast reactor (Super Fast Reactor) was analyzed with the three-dimensional two-fluid model analysis code ACE-3D. 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) adjoining to the channel box, (2): next to type (1), and (3): located inside types (1) and (2). It was confirmed that the MCST satisfies a thermal design criteria to ensure fuel and cladding integrity.

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