BWR定常ポストCHF試験結果; 限界熱流束及びポストCHF熱伝達率(受託研究)

井口 正; 岩城 智香子*; 安濃田 良成

JAERI-Research 2001-060, 91 Pages, 2002/02

JAERI-Research-2001-060.pdf:6.34MB

従来のポストCHF試験に比べて、2MPa~18MPaの広い圧力範囲,33kg/ms~1651kg/msの広い流量範囲,過熱度500Kまでの広いヒータ温度範囲で、定常ポストCHF試験を行い、沸騰遷移領域,限界熱流束,ポストCHF熱伝達率に関するデータを得た。試験体は、BWR燃料と同径・同長のヒータによる44管群流路とした。試験の結果、沸騰遷移は複数のグリッドスペーサの直下で生成し、加熱量の増加とともに、沸騰遷移領域は下方に伸長することがわかった。グリッドスペーサー上方は核沸騰状態であるのに対し、グリッドスペーサ下方は膜沸騰状態になる。したがって、限界熱流速は、グリッドスペーサからの距離に影響される。グリッドスペーサ直上の限界熱流束は、同じ局所条件で比べるとグリッドスペーサ直下の限界熱流束の約1.15倍であった。ポストCHF熱伝達は、伝熱体の加熱度が十分大きければ、蒸気乱流熱伝達が支配的であり、単相流の熱伝達相関式が適用できる。加熱度が十分には大きくない場合、ポストCHF熱伝達率は、単相流の熱伝達相関式による予測値よりも大きくなる。ポストCHF熱伝達率を単相流の熱伝達相関式による予測値で規格化することにより、質量流束の影響を表現できる。ただし、圧力,過熱度,位置の影響を表現できない。試験結果によれば、ポストCHF熱伝達率に及ぼす圧力,過熱度,位置の影響は、ヒータ温度及び位置の関数で表現できた。ポストCHF熱伝達率は、グリッドスペーサ直下で最小であり、グリッドスペーサから上流に離れる程増加する。グリッドスペーサ1スパン区間で、ポストCHF熱伝達率は約30%増加した。

Numerical simulation of bubble behavior in PWR rod bundle by interface tracking method

吉田 啓之; 小野 綾子

no journal, , 

Critical heat flux (CHF) is one of key parameter to design a fuel bundle of nuclear reactors. Currently, CHF is evaluated based on experimental database performed by large scale test facilities. It is difficult to perform experiments by large scale test facility, because of requirement of huge cost and long time. Therefore, the design of new fuel bundle is difficult, and this is one of important issues related to thermal-hydraulics of nuclear reactors. To resolve this issue, it is considered that the CFD is one of the important tools. If we can simulate thermal-hydraulic phenomena in detail, CHF may be evaluated based on simulated phenomena. However, performing numerical simulation of thermal-hydraulic phenomena in detail is difficult, because absence of physical model related to CHF and numerical simulation method to perform two-phase flow simulations in rod bundles. In JAEA, we started a research project to construct an evaluation method of CHF based on the multiphase CFD technique. In the first step of this project, we performed numerical simulations of bubble behavior in PWR rod bundles by using TPFIT. TPFIT is a numerical simulation code based on an interface tracking method developed in JAEA. In this numerical simulation, we performed single phase flow simulations in PWR rod bundles by using STAR-CCM. These results were used as an inlet boundary condition of numerical simulation of bubble behavior in the PWR rod bundle. In the numerical simulations of STAR-CCM, existences of grid spacer and vane were calculation parameters. In the results, numerical simulation of bubbly flow in PWR rod bundle under high pressure and temperature conditions. It is confirmed that the bubbly flow behavior is affected by the existence of spacer grid.