[1B01-07] Thermal-hydraulics of Fast Reactor

[1B03] Study on coolant behavior in damaged core of sodium-cooled fast reactor

(3)Measurement of air-water two phase pressure drop in a simulated debris bed

*Tatsuya Kurisaki¹, Daisuke Ito², Kei Ito², Yasushi Saito², Mitsuhiro Aoyagi³, Kennichi Matsuba³, Kenji Kamiyama³ (1. Kyoto Grad. Sch. Energy Science, 2. KURRI, 3. JAEA)

Keywords:porous media, pressure drop, sodium-cooled fast reactor, air -water two-phase flow, Severe accident

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故評価において、炉心残留燃料の冷却特性を正確に評価することが重要である。本研究では、模擬デブリ体系における空気ー水系二相流の圧力損失特性について、計測結果に基づいて導出した評価式を従来の相関式やモデルと比較し、予測精度に関する評価を実施した。