ナトリウム冷却高速炉の自然循環崩壊熱除去時における炉容器内熱流動解析評価手法整備,1; ポーラスボディモデルを用いたサブチャンネルCFD解析の適用性確認

Development of reactor vessel thermal hydraulic evaluation method under natural circulation decay heat removal conditions in sodium-cooled fast reactor, 1; Applicability of subchannel based CFD analysis method using porous body model

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

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

ナトリウム冷却高速炉における直接炉内補助冷却系(DRACS)の性能評価では、炉心-プレナム相互作用現象を精度良く評価する必要がある。本研究では、商用CFDコードを用いた、自然循環状態で複数の崩壊熱除去系が作動した場合の炉心-プレナム相互作用を含めた複雑な炉内熱流動挙動を予測可能な多次元解析評価手法の整備を目的としている。本報では、その第一段階として、燃料集合体内について、商用CFDコードにサブチャンネル解析の考え方を適用して、ポーラスボディモデルを用いる際に唯一考慮できる等方的な流体体積割合(空隙率)の設定に対し、熱拡散項に径方向の流路面積割合(透過率)を考慮可能な解析手法を開発した。本手法を用いて、37本ピンで構成される模擬燃料集合体ナトリウム試験(Re=52,000)解析を実施した結果、解析結果は試験結果と良く一致し、まずは、本手法の高流量条件に対する適用性を確認した。

The core-plenum interaction needs to be accurately simulated to evaluate the core coolability by a direct reactor auxiliary cooling system (DRACS) in a sodium-cooled fast reactor. Objective of this research is to develop a multidimensional analysis method using commercial CFD code which can analyze the complex thermal-hydraulic behavior including core-plenum interaction in case of operating various decay heat removal systems in natural circulation conditions. In this report, as the first step, the multi-dimensional analysis method for the fuel assembly applying the concept of the subchannel analysis was developed with the modification in the porous body model of the commercial CFD code that could take into account of the radial permeability in the thermal diffusion term whereas the porosity could only be considered. Through the numerical simulations of the 37 pin-bundle sodium experiment at Re = 52,000, it was indicated the numerical result well agreed with the experiment and applicability of this method was confirmed at the high flow rate condition.