[1E01-07] Thermal-Hydraulics in Fuels

[1E01] Research and development for understanding two-phase flow behavior inside a fuel bundle

(1)Outline of research plan

*Kazuaki Kito¹, Kenichi Katono¹, Atsushi Ui², Masahiro Furuya² (1. Hitachi-GE, 2. CRIEPI)

Keywords:Boiling water reactor, Cross-flow, Subcooled boiling

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。