先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,9; 妥当性確認用データ取得のための燃料バンドル内気液二相流測定技術の開発

Development of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system, 9; Development of measurement method for gas-liquid two-phase flow inside a fuel bundle to obtain code validation data

小野 綾子 ; 岡本 薫*; 牧野 泰*; 細川 茂雄*; 吉田 啓之  

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

原子力機構で開発を進めている核熱カップリングコードにおいて、熱流動解析には界面捕獲法に基づく詳細熱流動解析コード(JUPITERもしくはTPFIT)の適用を検討している。これらの解析コードは、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に関する測定データや実験的知見を必要とする。そこで、燃料集合体内の狭隘部における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)とフォトダイオードを組合わせた新しい計測を開発した。本報告では、この新しい計測手法に対して、接触式導電ボイドプローブを用いた気泡流計測と比較することで、新規計測手法が気泡挙動を良好に計測できることを確認した結果について報告する。

JAEA has been developing an advanced neutronic/thermal-hydraulics coupling simulation system. In the system, the detailed thermal-hydraulics codes JUPITER and TPFIT, which are based on an interface-capturing method, will be adopted to simulate thermal-hydraulics in a fuel bundle. The experimental data and findings relating to the two-phase flow in a fuel bundle are needed to validate JUPITER and TPFIT. In this study, we propose a new measurement method to measure the bubbly flow in a narrow channel, such as a subchannel, by combining laser-doppler velocimetry and photodiodes. The proposed measurement method is cross-checked by a conductance probe and is confirmed for its validity.