スペーサグリッド付き44バンドル内における詳細二相流動解析

Numerical simulation on two-phase flow in the 44 fuel bundle with the spacer by the mechanistically based method

小野 綾子 ; 山下 晋   ; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之  

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

原子力機構では、過渡事象における詳細な炉内出力分布の予測を行うことにより燃料設計最適化や安全性向上を図ることを目的とし、3次元詳細核熱カップリングコードの開発に着手している。その中で、熱流動評価を行うコードの候補の一つとしてVOF法に基づいた詳細熱流動解析コードJUPITERを炉内二相流挙動解析のために適用することを検討している。本研究では、スペーサグリッド付きの44バンドルにおいて、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて二相流動の解析を実施し、スペーサが引き起こす複雑な流動挙動が再現性について既往研究をもとに検討する他、同体系の二相流挙動について解析を試みた結果について報告する。

JAEA is implementing the 3D detailed nuclear-thermal-coupled analysis code in order to analyze the transition state of the core and to reduce the likelihood of the design. In the development plan, the computational fluid dynamics code based on the VOF method, JUPITER, is applied for TH part of the 3D detailed nuclear-thermal-coupled analysis code. In this study, the JUPITER code is examined to apply for the two-phase flow simulation of 44 fuel assembly with the spacer grid. The simulation results and previous study relating to observation of the two-phase flow in the fuel bundle are compared to validate the simulation results and considered reproducibility of the effect of the spacer grid.