先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,8; 温度回復法を用いた相変化を含む気液二相流解析

Development of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system, 8; Numerical simulations of two-phase flow including phase change using temperature recovering method

神谷 朋宏 ; 小野 綾子 ; 多田 健一   ; 山下 晋   ; 長家 康展  ; 吉田 啓之  

Kamiya, Tomohiro; Ono, Ayako; Tada, Kenichi; Yamashita, Susumu; Nagaya, Yasunobu; Yoshida, Hiroyuki

原子力機構では、軽水炉の設計高度化と安全性の向上を目的として、マルチフィジックスシミュレーション用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。このプラットフォーム上でモンテカルロコードMVPと機構論的多相流解析コードJUPITERを結合することで、詳細かつ高忠実な核熱連成シミュレーションの実現を目指している。BWRでは、原子炉内で生じる水の沸騰によって形成される気泡が中性子の輸送に大きな影響を及ぼすため、核熱連成シミュレーションにおいては相変化を考慮することが求められる。今回は、温度回復法を用いて実施した、相変化を含む気液二相流の数値シミュレーション結果について報告する。なお、気液二相流解析手法としては界面捕獲法を用いた。

JAEA is developing a platform JAMPAN for multi-physics simulations to improve the design and safety of light water reactors. The Monte Carlo code MVP and the direct numerical simulation code for multi-phase flow JUPITER were coupled on this platform for detailed and high-fidelity neutronics/thermal-hydraulics coupling simulations. Because bubbles generated by boiling in a BWR have a large influence on neutron transport, phase change must be considered for the simulations. We will show simulation results of two-phase flow including phase change in this presentation. In these simulations, a temperature recovering method was used to estimate the amount of evaporation and condensation. We used an interface capture method as two-phase flow analysis method.