ナトリウム冷却高速炉崩壊熱除去時の炉内熱流動解析評価手法の整備; 多孔質媒体モデルを用いたサブチャンネルCFD解析の適用検討

Development of core thermal hydraulic evaluation methods under natural circulation decay heat removal in sodium-cooled fast reactors; Validation of subchannel CFD analysis using a porous body model

浜瀬 枝里菜 ; 菊地 紀宏  ; 堂田 哲広  ; 田中 正暁  ; 今井 康友*

Hamase, Erina; Kikuchi, Norihiro; Doda, Norihiro; Tanaka, Masaaki; Imai, Yasutomo*

本研究では、実機における炉心-プレナム相互作用を予測可能な数値解析手法の構築の初段階として、37本ピン燃料集合体を対象に、CFD解析におけるポーラス・サブチャンネルモデルを適用した。高流量および低流量条件において、ポーラス・サブチャンネルモデルを用いたFluent解析および燃料集合体サブチャンネル解析コードとして実績のあるASFREコードを用いた解析を実施したところ、温度および流速ともに最大1.5%の差にとどまったことから、CFD解析におけるポーラス・サブチャンネルモデルの適用性を確認した。

In order to develop numerical analysis that can perform a core-plenum interaction in a commercialized sodium-cooled fast reactor, a subchannel analysis based on a porous body model in CFD code was initially applied to the 37-pin fuel assembly sodium test. As a result of CFD analysis for typical high and low flow conditions, the sodium temperature and the axial velocity at upper heated section in the subassembly were consistent with the ASFRE code that has been validated with experiments data within relative error 1.5%. It was found that a subchannel analysis based on a porous body model in CFD code could apply to the thermal hydraulics analysis in the fuel assembly.