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Numerical analysis of unsteady phenomena in upper plenum and hot-leg piping system of advanced loop-type sodium cooled fast reactor

先進ループ型ナトリウム冷却高速炉の上部プレナム及びホットレグ配管における非定常現象の数値解析

高屋 茂; 藤崎 竜也*; 田中 正暁

Takaya, Shigeru; Fujisaki, Tatsuya*; Tanaka, Masaaki

原子力機構では、現在、先進ループ型ナトリウム高速炉の研究開発を行っている。原子炉冷却系は、経済性向上の観点から簡素化が図られているが、その結果、ホットレグ配管における流速の増加やエルボ近傍での乱流が設計上の課題として挙がっている。配管内部の流れは、配管入口部の影響を受けるため、上部プレナムを含めた検討が重要となる。本研究では、上部プレナムとホットレグ配管を結合した統合モデルと乱流解析手法であるURANSを用いて、ホットレグ配管エルボ下流における乱流の解析を実施した。解析結果は、1/3縮尺の配管単体を用いて実施した整流、旋回流及び偏流条件での水試験の結果と比較した。全体として、解析結果は、偏流試験の結果と類似しており、今後より詳細な検討が必要であるものの、実機体系における偏流と旋回流のカップリング効果は小さいことが予測された。

JAEA is conducting R&D of an advanced loop-type sodium cooled fast reactor. The cooling system is planned to be simplified by employing a two-loop configuration and shortened piping with less elbows than Monju in order to reduce construction costs. The design increases flow velocity in the hot-leg piping and induces large flow turbulence around elbows. Therefore, flow-induced vibration is one of main concerns. The flow field in the hot-leg piping is affected by flow disturbance at the inlet, so it is important to evaluate flow field including the upper plenum. In this study, we analyzed unsteady fluid flow by using an integrated model of the upper plenum and the hot-leg piping system. Unsteady Reynolds averaged Navier-Stokes simulation with Reynolds stress model was used. In general, the simulation results obtained by using the integrated model show a similar tendency with the experiment results of 1/3 scaled-model of hot-leg piping with deflect flows. The coupling effect of swirling and deflected flows seems to be not significant although further investigation is needed.

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