地震時における燃料集合体内沸騰二相流挙動の数値的可視化

Numerical visualization of boiling two-phase flow behavior in fuel bundles at simulated earthquake condition

高瀬 和之; 三澤 丈治; 吉田 啓之  

Takase, Kazuyuki; Misawa, Takeharu; Yoshida, Hiroyuki

地震発生時の原子炉燃料集合体の健全性を正確に評価するためには、燃料棒被覆管等の構造材への地震の影響を明らかにすることが必要であり、このためには、地震による沸騰二相流挙動への影響を詳細に把握することが必要である。しかしながら、原子炉内沸騰二相流挙動を実験的に評価することは容易ではないため、解析的に評価できる手法の開発が期待されている。そこで、日本原子力研究開発機構では、地震時における原子炉燃料集合体内沸騰二相流挙動の高精度予測を実現するために、原子炉定常運転時の沸騰二相流解析で実績のあるACE-3Dコードの改良を行っている。本報では、改良したACE-3Dコードの地震時沸騰二相流解析への適用性を調べるために、原子炉燃料集合体を簡略模擬した体系で解析を行い、振動周期や振動方向が沸騰二相流挙動に及ぼす影響を可視化表示した結果をもとに報告する。

In order to evaluate an influence of earthquake acceleration to the boiling two-phase flow behavior in nuclear reactors, numerical simulations were performed under the simulated earthquake condition. The two-phase flow analysis code, ACE-3D, was modified as the influence of the earth quake acceleration can calculate. To check out if the modification is adequate, a series of calculations were carried out and the following summaries were derived; (1) the void fraction in the fuel bundle receives the influence of the earthquake, (2) the liquid-phase in the two-phase flow moves in the same direction as the direction of oscillation due to the inputted earthquake acceleration, and (3) due to the density difference in comparison with the liquid phase, the gas phase of that moves in the direction opposite to the oscillating direction. This study enabled visualized evaluation of the boiling two-phase flow behavior in the nuclear reactors at the earthquake condition.