Evaluation of critical heat flux of tight lattice core with subchannel analysis code NASCA

サブチャンネル解析コードNASCAによる稠密格子炉心の限界熱流束評価

中塚 亨 ; 玉井 秀定; 秋本 肇; 白井 浩嗣*; 堀田 亮年*; 山本 一彦*; 岡田 祐之*

Nakatsuka, Toru; Tamai, Hidesada; Akimoto, Hajime; Shirai, Hiroshi*; Hotta, Akitoshi*; Yamamoto, Kazuhiko*; Okada, Hiroyuki*

低減速軽水炉は原研で開発を進めている軽水冷却増殖炉である。低減速軽水炉の稠密格子炉心の熱流動的安全余裕を評価することは重要である。本研究では、既存BWRのために開発されたサブチャンネル解析コードNASCAの沸騰遷移予測性を、原研で実施した稠密格子限界熱流束実験に対して検討した。標準サブチャンネルモデルを用いた場合、限界出力予測値は低質量速度領域で実験値とよく一致するものの、コードは高質量速度領域で限界出力を過大評価する。サブチャンネル内の液膜量の予測が適切ではないため、BTの起こるサブチャンネル位置は、実験と異なった。詳細サブチャンネルモデルを使用すると、高質量速度領域での限界出力予測性が改善された。またBT位置の予測性も向上した。

Reduced-Moderation Water reactor (RMWR) is a light water breeder reactor developed by Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI). It is important to estimate the thermal hydraulic safety margin of the tight lattice core of the RMWR. In the present study, the boiling transition (BT) prediction performance of the subchannel analysis code NASCA developed for the current BWR cores was assessed for series of tight lattice critical heat flux (CHF) experiments performed in JAERI. With a simple subchannel model, the code overestimates the critical power in the high mass velocity region, although the predicted critical powers in the low mass velocity region were in good agreement with the experimental results. The predicted BT subchannel position differed from the measured one, since the amounts of liquid film in subchannels were not adequately predicted. The use of the fine subchannel model can improve the critical power prediction in the high mass velocity region. It can also improve BT position prediction.