直管型蒸気発生器3次元熱流動解析コードTSGの整備; 試験解析による妥当性確認及び伝熱管プラグ条件への適用性確認

Development of three-dimensional thermal-hydraulics analysis code TSG for straight tube steam generators; Validation with the test data and applicability confirmation at heat transfer tube plugging conditions

吉川 龍志  ; 今井 康友*; 田中 正暁  

Yoshikawa, Ryuji; Imai, Yasutomo*; Tanaka, Masaaki

日本原子力研究開発機構(原子力機構)では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)直管型2重伝熱管蒸気発生器(SG)内の伝熱流動現象を解析するための計算コードとして、TSG (Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators)を開発した。TSGコードは、直管型2重伝熱管を有するSG内において、伝熱管外のナトリウム側の3次元熱流動解析と伝熱管内の水側マルチチャンネル解析を連成させたSG伝熱流動解析システムである。ナトリウム側3次元解析は、汎用計算流体力学(CFD)コードFLUENTによるポーラスボディ解析モデルを採用した解析モジュールとしている。水側はドリフトフラックスモデルを採用して伝熱管(チャンネル)内の沸騰2相流動現象を解析することができる内作の解析モジュールとしている。これらの2つの解析モジュールを連成させ、時々刻々と変化する伝熱管壁を介した熱交換を計算することができ、SG全体の伝熱流動特性を評価することができる。本報告では、TSGコードについて、ナトリウム側と水側解析モジュールの連成解析手法を説明するとともに、解析コードの妥当性確認の一環として実施した原子力機構における1MW2重管SG試験装置(1MW-SG試験)での静特性試験を対象とした試験解析結果について報告する。また、実用炉の直管型SGのうち、伝熱管10本をプラグさせた場合の伝熱管温度偏差評価結果及びナトリウム出入口プレナム部を含む大型直管型SG全系を対象とした伝熱管プラグを含む条件での3次元温度分布と構造健全性評価結果について報告する。また、1MW-SG試験での流動安定性試験を対象に、流動安定性解析への適用性を確認した結果についても付録にて紹介する。

TSG (Three-dimensional Thermal-hydraulics Analysis Code for Steam Generators) has been developed for the numerical simulation of thermal hydraulics in double wall straight tube steam generator (SG) of Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) by the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). TSG is a thermal hydraulics simulation system for double wall straight tube SG which couples the sodium side three-dimensional simulation with water side multi-channel simulation. The three-dimensional flow field in sodium side is simulated by the CFD code FLUENT with porous media model. The multi-channel two-phase flow in water side is simulated by in-house code with drift-flux model. The sodium side simulation is coupled with water side simulation by the transmission of heat transfer rate through the heat transfer tube, therefore the overall thermal hydraulics in SG can be evaluated transiently. This report presents the sodium-water coupled simulation models of TSG, and the simulation results of fundamental validation of TSG with the steady state results of 1MWt SG tests. Next, the evaluation results of temperature deviation at the heat transfer tube plugging conditions in a straight tube SG of a commercial reactor, and the evaluation results of three-dimensional temperature distribution and structural integrity at the heat transfer tube plugging condition for the large-sized SG including the inlet and outlet plenums are described. In addition, the applicability of TSG to the flow stability analyses for 1MWt SG instability tests is presented in the appendix.