高速炉熱流動現象の数値シミュレーション,3; 高温側一次主冷却系内の非定常熱流動現象評価手法の構築

Numerical simulation of thermal-hydraulic phenomena in fast reactor, 3; Development of Numerical estimation method for unsteady thermal-hydraulic phenomena in primary cooling system

田中 正暁  ; 村上 諭*; 藤崎 竜也*; 大木 裕*; 大野 修司  ; 上出 英樹 

Tanaka, Masaaki; Murakami, Satoshi*; Fujisaki, Tatsuya*; Oki, Hiroshi*; Ohno, Shuji; Kamide, Hideki

本報告では、革新技術を採用してコスト低減を図り、高い安全性及び信頼性を有する実用炉概念であるナトリウム冷却大型高速炉を対象とし、高温側一次主冷却系(炉上部プレナム部と原子炉容器と中間熱交換器をつなぐホットレグ(HL)配管)における非定常熱流動現象に起因する評価課題に対する数値解析評価手法の整備状況について概説する。具体的には、まず各評価課題に対して原子力機構で整備している数値解析コード群について述べ、高サイクル熱疲労とHL配管における非定常流動を代表事例として、解析評価手法の概要、検証(V&V)過程を含めた整備手順、今後の整備課題について述べる。

Numerical estimation method to analyze unsteady flow phenomena in the upper plenum and the hot-leg piping system in sodium cooled fast reactor has been developed. As for the high cycle thermal fatigue, outline of development status of a numerical simulation code MUGTHES and numerical estimation method including V&V process are explained. As for the flow-induced vibration phenomena, construction of a numerical model of the hot-leg piping integrated into a symmetric half domain of the upper plenum is explained and numerical results relating to applicable numerical schemes and turbulence model (RSM) are briefly mentioned.