Measurement of void fraction distribution at high pressure in 4 4 simulated fuel bundle for validation of thermal-hydraulics simulation codes

熱流動解析コードの妥当性確認のための高圧下44模擬燃料集合体内でのボイド率分布計測

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

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

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、軽水炉における核熱連成解析コードの開発を行っている。核熱連成コードに適用される熱流動解析コードには、中性子輸送計算に必要なボイド率分布を運転条件下で計算することが期待されているため、計算結果については高温高圧条件下でのボイド率分布データを用いて妥当性確認をする必要がある。そこで、原子力機構の高圧二相流実験ループに設置した44模擬燃料集合体内のボイド率分布について開発したワイヤメッシュセンサを用いて計測し、コード検証のためのデータを取得した。

Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is developing a neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation code for light-water reactors. Thermal-hydraulic simulation codes applied to the coupling code are expected to calculate the void fraction distribution in a rod bundle under operational conditions, which are 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. Therefore, we have conducted the measurement of the instantaneous void distribution in the 4 4 simulated fuel bundle using a developed wire mesh sensor, which is installed in the pressurized two-phase flow experimental loop of JAEA to obtain the data for code validation.