[1E01-07] 燃料集合体内熱流動

[1E01] 燃料集合体内冷却水の気液二相流の挙動解明に向けた研究開発

(1)全体研究計画

*木藤 和明¹、上遠野 健一¹、宇井 淳²、古谷 正裕² (1. 日立GE、2. 電中研)

キーワード：沸騰水型原子炉、クロスフロー、サブクール沸騰

既設軽水炉の事故発生リスクの低減の観点で、炉心設計や原子炉の安全性評価のために、炉心の冷却水の挙動の解析に必要となる熱水力解析シミュレーション手法を高精度化することが重要である。特に、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の燃料集合体内冷却水の３次元挙動把握のためには、「クロスフロー」（燃料集合体内における気液二相流の横流れ）及び「サブクール沸騰」（沸騰開始位置近傍における気泡の発達）挙動を適切に評価することが、熱水力解析手法の高度化に繋がる。本研究では、ＢＷＲ定格運転条件で「クロスフロー」と「サブクール沸騰」について空間分解能の高い試験データを取得し、データベースの構築を目指しており、本発表では、その全体計画を紹介する。