熱流動解析コード妥当性確認のための44模擬燃料バンドルにおける高圧域ボイド率分布計測

Measurement of void fraction distribution at high pressure in 44 simulated fuel bundle for validation of thermal-hydraulics simulation codes

永武 拓 ; 柴田 光彦 ; 上澤 伸一郎  ; 小野 綾子 ; 吉田 啓之  

Nagatake, Taku; Shibata, Mitsuhiko; Uesawa, Shinichiro; Ono, Ayako; Yoshida, Hiroyuki

原子力機構で開発している核熱カップリングコードに適用する熱流動解析コードには、核計算に必要な実機条件での集合体内ボイド率分布評価が要求されているため、高温・高圧下で実験データを用いた妥当性確認が必要となる。そこで、コード妥当性確認のためのデータ取得を目的とし、ワイヤメッシュセンサを用い、44模擬燃料集合体バンドル内の瞬時ボイド率分布の計測を実施している。本報では、大気圧から2.6MPaまでの範囲において、圧力・流量をパラメータとした二相流実験を実施した結果について報告する。

JAEA is developing a neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation code for light-water reactors. Thermal-hydraulic simulation codes applied to the platform are expected to evaluate void fraction distributions in fuel assemblies under operational conditions, which is necessary for neutron transport simulation, and need to be validated using void fraction distribution data in a rod bundle under high-temperature and high-pressure conditions. To obtain the data for code validation, we have been measuring the instantaneous void fraction distribution in a 44 simulated fuel assembly by a wire mesh sensor. In this paper, we report the results of the experiments with pressure and flow rate as parameters at a maximum pressure of 2.6 MPa.