「もんじゅ」原子炉上部プレナムモデルの熱流動解析

Thermal-hydraulic analysis on reactor upper plenum of MONJU

本多 慶; 森 健郎 ; 素都 益武 ; 大平 博昭

Honda, Kei; Mori, Takero; Sotsu, Masutake; Ohira, Hiroaki

IAEA/Monju-CRPにおいて「もんじゅ」原子炉上部プレナムの熱流動解析が行われたが、各国の解析結果から得られた知見として、入口境界条件を適切に定める必要があることが分かった。本研究では、炉上部プレナムの構造物の形状を忠実に模擬したモデルを用いて、入口境界条件を見直して、3次元熱流動解析をStar-CCM+を用いて行った。入口境界条件としては、温度分布として40%電気出力時の解析値を用い、流量として40%電気出力時の実機流量と設計流量の2通りについて行った。乱流モデルにはSST k-モデルを、対流項には2次風上差分法を用いた。その結果、熱電対プラグ位置での温度分布に実機と解析で5C程度の差が生じた。また、構造物は温度分布に大きな影響を与えないこと、流量は温度分布に大きな影響を与えないことが示唆された。

Thermal-hydraulics analyses of the reactor upper plenum of Monju, Japanese prototype of FBR, were performed in IAEA/Monju-CRP from 2008 to 2012. However, detail temperature and flow rate conditions of the inlets were required for an accurate analysis. In this paper we re-evaluated the inlet boundary condition (subassembly outlets) and performed another thermal-hydraulics analysis with Star-CCM+. The surface of the structures in the upper plenum was precisely modeled. The structures included a fuel transfer machine, in-vessel racks, flow-guide tubes, etc. The result was following: the structure didn't have large influence to the temperature distribution, and the analysis result of the temperature distribution on the thermocouple plug had some difference from the test result.