複数の熱流動解析コードをカップリングした全炉心熱流動解析コード(ACT)の開発-コードの概要と炉心槽解析部の開発-

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 複数の熱流動解析コードをカップリングした全炉心熱流動解析コード(ACT)の開発-コードの概要と炉心槽解析部の開発-
• Author/Editor: 大高 雅彦; 大島 宏之
• Author Heading: 大高 雅彦; 大島 宏之
• Publication Date: 1996-04
• Publication Date (W3CDTF): 1996-04
• Alternative Title: Development of whole core thermal hydraulic analysis code ACT; made based on several thermmal-hydraulic analysis codes; Code abstract and development of inter wrapper flow analysis program
• Periodical title: PNC TN9410 96-118
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 定格運転時から自然循環崩壊熱除去時に至る原子炉の様々な運転モードに対して,炉心部全体の熱流力特性を詳細に評価することを目的として,全炉心熱流動解析コードACT(Analysis program of whole Core Thermal-hydraulics)の開発に着手し,開発設画を策定するとともに,開発の第一ステップとして炉心槽解析部の開発を実施した。炉心部の熱流力特性を精度良く評価するためには,燃料集合体間ギャップ部におけるインターラッパーフローや炉心-プレナム相互作用等の諸現象を考慮する必要があることが指摘されているが,ACTではこれらの諸現象を含み,且つ一次系自然循環も考慮すべく上部プレナムや一次系ループをカップリングして解析できる機能を有する。ACTの開発方法は,主冷却系システム全体を幾つかの解析領域に分割し,その各々の対象領域に検証と種々の事象解析に適応された実績を持つ熱流動解析コードを適用するものである。各々の解析領域は相互にカップリングされ主冷却系システム全体を一括し解くことが可能となる。これらは,大規模計算となるため並列計算処理を用い実現する。炉心槽解析部は,炉心槽内に三角配列された燃料集合体ラッパ管の隙間に滞留する冷却材の熱流動解析を行うものである。本報では,流体の質量,運動量,エネルギー保存式を基礎方程式とし有限差分法を適用することにより解析部を構築するとともの,機能検証解析を行い解析モデルの妥当性を確認した。次段階では,燃料集合体内熱流動解析部とのカップリングを行う予定である。; We have started to develop a whole core thermmal-hydraulic analysis code ACT(Analysis program of whole Core Thermal-hydraulics) for the purpose of evaluating detailed in-core thermal-hydraulic phenomena under various operation conditions, e,9., the normal operation and the transition from forced to natural circulation, of fast reactors. For the high accurate predictivity of the in-core thermal-hydraulics, key phenomena such as inter-wrapper flow (convection through the gaps between fuel subassemblies) and core-plenum thermal-hydraulic interaction should be accounted for. Therefore, ACT consists of four kinds of programs, i.e., intra-subassembly, inter-subassembly, upper plenum and primary loop (including intermediate heat exchanger) analysis programs, which will be made based on several thermal-hydraulic codes that have been developed at PNC and taken the verification and validation. The latter two programs are inevitable parts to give the proper boundary conditions of the in-core thermal-hydraulic analysis, especially in the natural circulation decay heat removal operation mode. These four programs will be coupled with each other and be calculated simultaneously by using parallel computers. In this report, the code development strategy and inter-wrapper flow analysis program which we developed as the first stage of the code development are presented. This program analyzes sodium single phase flow phenomena in inter-subassembly gap at whole core. The finite differential method is applied and the governing equations for fluid continuity, energy and momentum are solved simultaneously. The basic function of program was confirmed through the interwrapper flow analysis of a core consist of 37 fuel subassemblies. This program will be coupled with inter-subassembly analysis program at next stage.
• Source: /PNC-TN9410-96-118.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-96-118.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 定格運転時から自然循環崩壊熱除去時に至る原子炉の様々な運転モードに対して,炉心部全体の熱流力特性を詳細に評価することを目的として,全炉心熱流動解析コードACT(Analysis program of whole Core Thermal-hydraulics)の開発に着手し,開発設画を策定するととも...