3D measurement of void distribution of boiling flow in a tight-lattice rod bundle by neutron tomography

中性子トモグラフィによる稠密バンドル内沸騰流の3次元ボイド分布計測

呉田 昌俊   ; 玉井 秀定

Kureta, Masatoshi; Tamai, Hidesada

低減速軽水炉炉心内のボイド率分布特性を調べるため、中性子ラジオグラフィ3次元計測技術(中性子トモグラフィ)を用いて、稠密7本バンドル試験体内を流れる沸騰流の詳細な3次元ボイド率分布を計測した。本試験体は、低減速軽水炉を模擬したもので発熱棒径が12mm、棒間ギャップが1mmである。本報では、中性子トモグラフィシステム,実験結果及び、サブチャンネル解析コードであるCOBRA-TFと実験値の比較結果に関して述べる。実験は、研究用原子炉JRR-3炉室内で実施し、新開発の中性子トモグラフィアルゴリズムにより空間解像度が0.1-0.2mm/pixelと高精細でボイド率の空間分布データを測定している。本実験結果から、液膜が狭い領域に集まりやすいこと,蒸気が流路中央部に集まりやすいことなどがわかった。また、COBRAコードはボイド率を高めに計算する傾向があることがわかった。

3D void fraction distribution of boiling flow in a tight-lattice 7-rod bundle was measured by neutron radiography 3D computed tomography (neutron tomography) to investigate the flow characteristics in tight-lattice rod bundles and to verify the numerical analysis codes. The test section simulates the fuel rod bundle of the RMWR and consists of 7 heater rods with gap of 1.0mm and with diameter of 12.0mm. In this paper, the neutron tomography system, experiments and comparison of the measured data with a subchannel analysis code, COBRA-TF, are reported. It was found from this experiment that water layer which surrounds the heater rod becomes thick between rods, narrow region, and steam accumulates at the center region among three rods. COBRA-TF code overestimates the void fraction in a tight-lattice bundle compared with the present data.