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Tightly coupled multiphysics simulations for prismatic reactors

ブロック型高温ガス炉強連成核熱結合シミュレータの開発

佐藤 博之; Park, H.*; Knoll, D.*

Sato, Hiroyuki; Park, H.*; Knoll, D.*

本研究では、ブロック型高温ガス炉で想定される異常過渡及び事故時における非定常現象を高精度に予測可能な強連成核熱結合計算手法の開発を行った。最初のステップでは、熱伝達及び圧力損失相関式群を導入し、ブロック型高温ガス炉の炉心における熱流動評価モデルを構築した。次のステップとして、導入したモデルとRELAP5-3Dコードとのベンチマーク計算を行うことにより信頼性を確認した。その後、連続の式,運動量保存式,エネルギー保存式及び多次元中性子拡散方程式を強連成させて解くシミュレータを作成した。シミュレータの妥当性を確認するため、熱出力600MWのGT-MHR定格時を対象とした定常解析を行い、設計条件をよく再現することを明らかにした。

Multiphysics core simulations for a prismatic-type VHTR are performed in this study. Our solution scheme is based on the JFNK method. As a preliminary example, a thermal-fluid calculation is performed with an idealized two-dimensional symmetric representation of the GT-MHR and compared with the RELAP5-3D simulation results. Also, a neutronics calculation is conducted using the same geometry as the thermal-fluid calculation, and using cross section data obtained from an HTGR benchmark problem. In addition, a coupled steady-state thermal-fluids neutronics calculation is performed. The calculation results showed that the developed prismatic VHTR core simulator can perform tightly-coupled multiphysics simulations efficiently.

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