[1G01-07] Nuclear Thermal Hydraulics

[1G07] Research and development for understanding two-phase flow behavior inside a fuel bundle

(11) Void redistribution behavior downstream of part-length rods in rod bundle

*Takahiro Arai¹, Atsushi Ui¹, Masahiro Furuya¹, Riichiro Okawa¹, Tsugumasa Iiyama¹, Shota Ueda¹, Kenetsu Shirakawa¹ (1. CRIEPI)

Keywords:Part-length rod, Void fraction distribution, 5×5 rod bundle, Boiling two-phase flow, Linear accelerated driven X-ray CT

沸騰水型軽水炉の燃料集合体は、部分長燃料棒、ウォーターロッド等によって燃料棒配置が複雑化しており、非均質な流路構造や熱出力分布はボイド率分布に影響を及ぼす。燃料集合体内の詳細ボイド率分布の予測は、燃料の高燃焼度化や熱的余裕の最適化にとって重要であることから、本研究ではBWR燃料集合体を部分模擬した5×5バンドル内に配置した部分長燃料棒が発熱バンドル内沸騰二相流動に及ぼす影響に着目する。軽水炉三次元熱流動実験設備（SIRIUS-3D）において高温高圧沸騰実験を実施し、加速器駆動高エネルギーX線CTを用いた三次元ボイド率計測により、部分長燃料棒後流のボイド移行挙動を明らかにした。