2024 Annual Meeting

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Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 304-1 Thermal Hydraulics, Energy Conversion, Energy Transfer, Energy Storage

[2K09-11] Advanced Reactor

Wed. Mar 27, 2024 2:45 PM - 3:40 PM Room K (21Bildg.4F 21-422)

Chair:Shinichiro Uesawa(JAEA)

2:45 PM - 3:00 PM

[2K09] Study on coolant behavior in damaged core of sodium-cooled fast reactor

(10) Evaluation of interfacial drag and observation of two-phase flow regime under negligibly small liquid flow rate condition

*Tomohiro Mizuno1, Naoya Odaira1, Daisuke Ito1, Kei Ito1, Yasushi Saito1, Yuya Imaizumi2, Kenichi Matsuba2, Kenji Kamiyama2 (1. Kyoto Univ., 2. JAEA)

Keywords:debris bed, packed bed of spheres, sodium-cooled fast reactor, air-water two-phase flow, interfacial drag

ナトリウム冷却高速炉のシビアアクシデント時には、高温の燃料デブリベッド内部において沸騰を伴う気液二相流が発生すると考えられるが、デブリベッド内の気液二相流の流動特性は未だ良く分かっていない。特に、気液間の界面抗力に関する知見が不足している。著者らは既往研究において、球充填層を用いたデブリベッド模擬実験に基づいて界面抗力の評価を行ってきたが、気液両相が流動する複雑な条件下においては、界面抗力を精度良く評価することは困難であった。そこで本研究では、液相流動の影響が無視できるような微小液相流量条件下において実験を行い、界面抗力の評価精度を向上させる。また、既往研究において、気相流量と界面抗力の関係が流動様式によって変化することが分かっているため、擬二次元実験体系において気液二相流動様式の観察を行い、界面抗力と流動様式の関係性について検討を行う。

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