Outline of research and development of thermal-hydraulics and safety of Japanese Supercritical Water Cooled Reactor (JSCWR) project

日本型超臨界圧水冷却炉(JSCWR)プロジェクトの伝熱流動及び安全に関する研究開発の概要

中塚 亨  ; 森 英夫*; 秋葉 美幸*; 江里 幸一郎; 安岡 誠*

Nakatsuka, Toru; Mori, Hideo*; Akiba, Miyuki*; Ezato, Koichiro; Yasuoka, Makoto*

日本型超臨界圧水冷却炉(JSCWR)プロジェクトの伝熱流動分野における主要な目的は、炉心・燃料設計において燃料被覆管温度及び圧力損失の評価に必要な相関式を提供することである。本プロジェクトは、Phase Iとして平成20年から3年間の計画で開始された。伝熱流動分野には、東芝,九州大学,原子力機構が参加し、JSCWR開発に向けた研究を行い、次の成果を得た。(1)文献調査と過去の研究結果からデータベースを構築した。(2)円管に適用する最も適切な式をデータベースに基づき選定した。(3)LESを使って燃料集合体内で想定される伝熱劣化現象を高い精度で予測できることを明らかにした。

In the thermal-hydraulic area of Japanese Supercritical Water Cooled Reactor (JSCWR) project, the main objective is to provide high-precision heat transfer and hydraulics resistance correlations of supercritical water which are necessary for the conceptual design of the core and fuel. For this purpose, a database was constructed from literature survey and previous research results. The most suitable correlation applied for circular tubes was selected based on the database and the range of application and predictive accuracy were defined. A thermal-hydraulics analysis code has been developed based on large eddy simulation, which is selected for simulation of the heat transfer deterioration, to give detailed information of thermal-hydraulics phenomena in a fuel bundle.