[2G13-18] Fuel Assembly Thermal Hydraulics

[2G15] Development of Light Water Cooled Fast Reactor

(4)Numerical Simulation of Two-Phase Flow in a Simplified Subchannel

*Hiroyuki Yoshida¹, Ayako Ono¹, Taku Nagatake¹, Yuki Narushima², Kenichi Katono² (1. JAEA, 2. Hitachi-GE)

Keywords:Light Water Cooled Fast Reactor, Two-phase flow, Numerical simulation, Grid spacer, TPFIT

BWRの限界出力を決める沸騰遷移に関しては、従来、スペーサの効果が大きい、あるいはスペーサの形状を工夫することにより発生条件を変えることができるとされ、熱的条件が現行BWRよりも厳しくなることも想定される軽水冷却高速炉RBWRにおいては、スペーサの効果を十分に活用する必要があると考えられる。現行BWRに対する設計では大規模試験による評価が行われているが、設計段階であり多くのパラメータに変更される余地がある軽水冷却高速炉について、大規模試験のみの評価でスペーサの形状などを決めることは合理的でない。これに対して、近年その発展がめざましい二相流CFD手法を適用することで、機構論的にスペーサの効果を予測できるモデルの開発が考えられる。本報告では、スペーサを含む単一サブチャンネルを簡略模擬した狭隘流路内の二相流に対し、原子力機構で開発した詳細二相流解析コードTPFITを適用した結果について述べる。