[2J17-19] Fast Reactor Thermal Hydraulics

[2J18] Study on coolant behavior in damaged core of sodium-cooled fast reactor

(8) Examination of boiling experiments in a simulated debris bed

*Daisuke Ito¹, Naoya Odaira¹, Kei Ito¹, Yasushi Saito¹, Yuya Imaizumi², Kenichi Matsuba², Kenji Kamiyama² (1. Kyoto Univ., 2. JAEA)

Keywords:Debris cooling, packed bed of spheres, neutron imaging, boiling two-phase flow

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故においては、損傷炉心に残留した高温の粒子状燃料により炉心に流入したナトリウムが蒸発し、炉心で沸騰二相流が発生する可能性がある。そのため、デブリ内における冷却材蒸発特性および蒸気泡挙動は炉心残留燃料の冷却特性を評価する上での重要な指標となる。しかしながら、高温デブリ内における沸騰二相流特性を定量的に評価することは非常に困難である。そこで本研究では、デブリを模擬した球充填層内の沸騰二相流のボイド率計測のために、充填層内沸騰装置および中性子イメージングの適用性について検討を行った。