Numerical simulation of two-phase flow in 44 simulated fuel bundle

44バンドル模擬燃料集合体の二相流挙動シミュレーション

小野 綾子 ; 山下 晋   ; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之  

Ono, Ayako; Yamashita, Susumu; Suzuki, Takayuki*; Yoshida, Hiroyuki

軽水炉燃料の最適設計及び安全評価において、メカニズムに基づいた限界熱流束(Critical Heat Flux: CHF)予測評価手法の確立が望まれている。原子力機構では、限界熱流束予測評価に必要な燃料集合体内の詳細な二相流挙動を予測するための解析手法の構築を目指している。本研究では、熱流動挙動解析コードJUPITERを用いたバンドル内二相流挙動に関する解析手法を整備するために、原子力機構で実施している44バンドル内の気泡流を対象とした数値解析を実施した。JUPITERが実機相当の長尺大規模体系で詳細気泡流挙動のシミュレーションに適用できることを確認した。

An evaluation methodology of critical heat fluxes (CHFs) based on a mechanism for fuel assemblies in light water reactors (LWRs) is needed in order to design and evaluate the safety for the fuel assemblies in LWRs. JAEA is embarking on the establishment of methodology to simulate the two-phase flow in the fuel bundles which applies to prediction CHF. In this study, the numerical simulation of two-phase flow in 44 bundle was implemented by using JUPITER in order to establish the evaluation method of the size and velocity of bubbles by the numerical simulation, which is the multi-physics simulation code and enable to track the gas-liquid surface. It was confirmed that the JUPITER enables to simulate the two-phase flow in the 44 simulated fuel bundle which is large calculation domain over 3 m.