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改良TRAC-BF1コードによる直管型蒸気発生器の流動安定性評価手法の開発

Development of evaluation method of thermal-hydraulic stability of once-through steam generator by enhanced TRAC-BF1

中塚 亨; Liu, W.; 吉田 啓之 ; 高瀬 和之

Nakatsuka, Toru; Liu, W.; Yoshida, Hiroyuki; Takase, Kazuyuki

原子力機構では、TRAC-BF1をもとにFBRの直管型蒸気発生器の熱水力安定性を評価する手法を開発している。本報では、直管型蒸気発生器をVESSELコンポーネント及び並列複数チャンネルにより模擬するため、TRAC-BF1コードにNa物性値ルーチンを組み込むとともに、三次元VESSELコンポーネントに対して、単一のコンポーネントで一次側と二次側を表現するため、同一コンポーネント内で異なる流体を取り扱えるように改良した結果について報告する。直管型蒸気発生器を簡易的に模擬した体系で、過渡的に一次側と二次側の入口温度を変化させた解析を実施した結果、一次側と二次側でエネルギーバランスが保たれており、一次側がNaの場合においても、水の場合と同様に伝熱計算が行えることが示され、改良したTRAC-BF1コードが当初の計画通りに正常に機能すること、並びに解析した結果が妥当であることを確認した。

To assess the stability of once-through steam generators in FBR, Japan Atomic Energy Agency has been developing a prediction method for thermal-hydraulic instability based on system analysis code TRAC-BF1. In the present paper, to simulate the primary coolant in steam generators, thermal property of sodium was incorporated to the code and the VESSEL component was improved to handle two different fluids of primary sodium and secondary water. These added functions were assessed with a simplified steam generator model calculation by altering primary coolant fluid as water and sodium. It was confirmed that heat transfer at steam generators was properly evaluated for the case that primary coolant is sodium as well as water.

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