報告書番号

L04007

タイトル（和文）

高速炉用炉心熱流動過渡解析コードmulti-COBRAの改良 -圧力方程式モデルによる集合体群の自然循環過渡解析-

タイトル（英文）

Improvement of multi-COBRA: A Transient Thermal-hydraulic Analysis Code for Fast Reactor Cores -Multi-assembly natural circulation transient analysis by pressure drop eqation model-

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

当所で開発を行っている過渡時の高速炉用詳細炉心過渡解析コード（multi-COBRA）をベースに流体の運動方程式を圧力の連立方程式によって解く新たな直接解法モデルを導入し、炉心の圧力損失を境界条件として解析することによって、冷却材入口流量に大きな分布をもたらす軸方向の逆流を伴う現象を模擬できるように改良した。本コードの検証のため、EBR-IIで実施された部分出力、低流量運転状態からポンプトリップおよびスクラムによって自然循環へ移行するtest7A試験の解析を行った結果、本コードによって、一部の流路で冷却材の逆流を伴いながら自然循環への移行する過渡現象が解析されていることが確認された。また、全集合体群の総流量に対し、比較的冷却材温度の低いXX08集合体の流量が、低流量時の流量再配分によって相対的に低下する現象が模擬できることも明らかとなった。その効果を反映し、XX08集合体の炉心上端位置における冷却材温度履歴は、実測値を上手く再現した。以上より、multi-COBRAコードに炉心の圧力損失を境界条件とする新たな直接解法モデルを導入することによって、集合体間の流量再配分や逆流発生を伴う過渡時の詳細な熱流動解析が可能となった。

概要 （英文）

An advanced analysis method for calculating the fluid momentum equations has been developed in order to solve localized flow reversal problems such as natural circulation transients, and implemented in multi-COBRA code: A multi-assembly transient thermal-hydraulic analysis code for fast reactor cores. In this model the fluid momentum and continuity equations are rearranged to get fluid velocity as a linear function of each calculation cell pressure and solved with a pressure drop boundary condition of the whole core. To validate the advanced calculation method implemented in multi-COBRA, an experimental analysis of EBR-II natural circulation test 7A has been conducted with this code. As a result, it was clarified that the improved multi-COBRA is applicable to analyzing coolant recirculation behavior during natural circulation transients. Further, the calculated results for core outlet temperature were in good agreement with the experimental data because the buoyancy-induced coolant flow redistribution and inter-assembly heat transfer under natural circulation condition can be taken into account by the new analytical model of multi-COBRA.

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