先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,6; 検証データ取得のための燃料バンドル内気液二相流測定手法の検討

Development of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system, 6; Measurement of gas-liquid two-phase flow inside a fuel bundle to obtain code validation data

岡本 薫*; 牧野 泰*; 小野 綾子 ; 吉田 啓之  

Okamoto, Kaoru*; Makino, Yasushi*; Ono, Ayako; Yoshida, Hiroyuki

原子力機構で開発中の核熱カップリングコードにおいて、詳細熱流動解析コード(JUPITERあるいはTPFIT)の適用が予定されており、燃料集合体内の気液二相流特性に係る妥当性確認用データが必要とされている。これら詳細解析コードは、燃料集合体の構成流路であるサブチャンネル内スケールの熱流動現象を対象とするため、サブチャンネル内の詳細な気液二相挙動(ボイド率,液相速度など)に関する測定データや実験的知見を必要とする。本報告では、水-空気系(常温常圧)の分散性気泡流を非接触で計測するために、一般的に連続相の流速測定に用いられるレーザドップラー流速計(LDV)を適用し、局所の液相流速及びボイド率の計測を試みた。特に、気相と液相の測定信号を区別するため、蛍光粒子を用いた液相速度測定、気相/液相の各信号特性の相違に基づく判別方法等を検討した。

JAEA has developed an advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system, in which detailed two-phase flow simulation code (TPFIT or JUPITER) is applied to part of thermal-hydraulics. Those detailed codes can predict small-scale thermal-hydraulics behavior inside sub-channels of a fuel bundle, so that measurement data with high-resolutions in time and space are required to achieve the appropriate validation of the codes. In this study, Laser Doppler Velocimetry (LDV) is applied for measurements of velocity and void fraction in air-water dispersed bubbly flows. The LDV can obtain local measurement data without any disturbance to flow field. In particular, fluorescent particles are introduced for liquid velocity measurements in order to clearly distinguish recorded signals between gas and liquid phases. The measurement method and the results will be shown in this presentation.