先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,12; LDVを用いた燃料バンドル内気液二相流測定技術の不確かさ検討

Development of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system, 12; Uncertainty evaluation in developed measurement method for gas-liquid two-phase flow inside a fuel bundle using LDV

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再現することが求められる。そのため、コードの検証ために、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。既報では、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の計測を可能とする、レーザードップラー流速計(LDV)とフォトダイオードを組合わせた新しい計測手法について報告した。本報では、新たに開発したLDV光路シミュレーターにより、LDVからフォトダイオードまでのレーザー光の変化を評価し、主に信号データの処理方法や気泡の特定方法から生じる不確かさについて評価した結果を報告する。

JAEA has been developing an advanced neutronic/thermal-hydraulics coupling simulation system. In the coupling code, the detailed thermal-hydraulics codes based on an interface-capturing method (JUPITER or TPFIT) 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 the JUPITER/TPFIT codes. In the previous study, we proposed a new measurement method to measure the bubbly flow in a narrow channel, such as a subchannel, by combining laser-doppler velocimetry and photodiodes. In this study, we evaluate the uncertainty in the new measurement method arising from the signal processing and the method of the determination for bubble signals, using the newly developed LDV optical path simulator.