二重管内強制流動サブクール沸騰限界熱流束の予測

Critical heat flux prediction for subcooled flow boiling in annulus

Liu, W.; Podowski, M. Z.*

Liu, W.; Podowski, M. Z.*

強制流動サブクール沸騰は、加圧水型原子炉や核融合炉インバーターなどの高熱流束機器の冷却で表れる。これらの機器の出力は冷却限界、いわゆる限界熱流束(Critical Heat Flux、CHF)に制限される。強制流動サブクール沸騰に対する限界熱流束の予測に関して、基礎研究として円管を対象に多くの研究がなされてきたが、原子炉炉心のような複雑体系における予測技術は確立されていない。これまでに、炉心燃料集合体の簡略体である二重管を研究対象として、液相単相の速度分布計算に二重管用相関式を用いて、円管で検証されたCHF予測手法の妥当性を評価し、その適応性を確認した。しかし、炉心の燃料集合体等の複雑な流路に対して、相関式での対応には限界がある。そこで本研究では、二重管を対象として、汎用CFDコードとliquid sublayer dryoutモデルを組み合わせることで、複雑流路への適用性を向上させた強制流動サブクール沸騰限界熱流束予測手法を検討した。本手法により、二重管内のCHFを20%程度で予測できることを確認した。また、CHFの抗力係数、ボイド率、大気泡厚みに対する感度解析を実施し、抗力係数とボイド率の感度が高いことを確認した。

Prediction of Critical Heat Flux (CHF) is important for nuclear reactor safety. However, the CHF prediction for subcooled flow boiling in complicated geometry such as fuel assembly still remains unsolved. As the first step for the CHF prediction in rod bundles, in this paper, we tried to predict the CHF in annulus, which is the most basic flow geometry simplified from a fuel bundle. We performed the CHF prediction by using liquid sublayer dryout model, combining with ANSYS CFX code to get the single phase velocity distribution inside the annulus. The results show that the CHF in annulus can be predicted in an accuracy of about 20%.