改良二流体モデルによる原子炉熱設計手法の開発,2; 中口径管に対する乱流拡散力モデルの適用性評価

Development of numerical procedure for thermal hydraulic design of nuclear reactors with advanced two-fluid model, 2; Applicability of turbulent dispersion force model for middle diameter vertical pipe

細井 秀章*; 吉田 啓之  

Hosoi, Hideaki*; Yoshida, Hiroyuki

原子炉内詳細沸騰二相流解析手法の確立を目指し、原子力機構では、二流体モデルに界面追跡法を組合せた改良二流体モデルを開発している。これまでに、分子拡散との類似性をもとに、現象のスケール及び時間の影響を考慮した乱流拡散力モデルを導出し、直径200mmの大口径管を用いた実験結果によりモデル定数を選定した。本報告では、開発したモデルを組込んだ改良三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを直径38mmの中口径管に適用し、開発したモデルの適用性を評価した。その結果、定性的には、大口径管の場合と同等の解析が実施できること、及び、改良したモデルを組み込んだACE-3Dにより管径の影響を表現できることを確認した。しかし、特に管中心部での実験結果との定量的な相違があることから、今回の解析では考慮しなかった気泡誘起乱流の影響を中口径管においては解析に含める必要があることがわかった。

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