Computational fluid dynamic analysis of core bypass flow phenomena in a prismatic VHTR

ブロック型高温ガス炉における炉心バイパス流れ現象の流体解析

佐藤 博之  ; Johnson, R.*; Schultz, R.*

Sato, Hiroyuki; Johnson, R.*; Schultz, R.*

ブロック型高温ガス炉の炉心設計手法の開発を目的として、汎用流体解析ソフトウェアFLUENTを用い、隙間幅,出力分布,乱流モデル及び燃料体寸法をパラメータとした炉心バイパス流れ現象の流体解析評価を行った。解析結果から、想定される最大隙間幅を有する燃料体は隙間幅を有しない燃料体に比べて、燃料体内の温度差及び各流路における冷却材出口の最大温度差が約4倍に増加することを明らかにした。また、熱膨張や照射による収縮などに起因する燃料体の寸法変化が燃料温度に与える影響が大きいことを明らかにした。本結果から、今後、ブロック型高温ガス炉炉心設計に熱流体解析を十分適用できる目途を得た。

3D CFD calculations of a typical prismatic VHTR are conducted to better understand bypass flow phenomena and establish an evaluation method for the reactor core using the commercial CFD code FLUENT. Parametric calculations changing several factors in a one-twelfth sector of a fuel column are performed. The simulations show the impact of each factor on bypass flow and the resulting flow and temperature distributions in the prismatic core. It is shown that bypass flow provides a significant cooling effect on the prismatic block and that the maximum fuel and coolant channel outlet temperatures increase with an increase in gap-width. Also, the presence of bypass flow causes a large lateral temperature gradient in the block and also dramatically increases the variation in coolant channel outlet temperatures for a given block that may have repercussions on the structural integrity of the graphite, the neutronics and the potential for hot streaking and hot spots occurring in the lower plenum.