[2I10-17] Phase Change

[2I14] Research and development for understanding two-phase flow behavior inside a fuel bundle

(5) Development and commissioning results of the cross-flow test facility simulating a two-subchannel under BWR thermal hydraulics conditions

*Masaki Ikeda¹, Kiyoshi Fujimoto¹, Hideaki Hosoi¹, Kenichi Katono¹, Kenichi Yasuda¹, Kazuaki Kito¹, Atsushi Ui² (1. Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd., 2. Central Research Institute of Electric Power Industry)

Keywords:two-phase flow, cross flow, differential pressure fluctuation, void fraction, boiling water reactor, fuel assembly

沸騰水型原子炉（BWR）における燃料集合体内の気液二相流の挙動を評価するためには、燃料棒で囲まれた流路間の横流れ（クロスフロー）現象のメカニズムを把握することが重要である。そこで、BWR実温実圧下におけるクロスフロー現象の計測を目的とした2サブチャンネル・クロスフロー試験装置を製作し、試運転を行った。製作したクロスフロー試験装置では、3次元X線CT撮影による連通部前後の平均ボイド率の計測、時間平均圧力と変動圧力の同時計測による変動差圧の計測が可能である。本報告では、これらに加え、全体計画についても報告する。なお、本研究は、資源エネルギー庁委託事業「平成29年度原子力の安全性向上に資する共通基盤整備のための技術開発事業（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）」として実施した。