Atomic Energy Society of Japan

沸騰水型原子炉（BWR）における燃料集合体内気液二相流の評価精度向上の鍵となるクロスフロー現象の起因メカニズムとして、サブチャンネル間の変動差圧に注目している。変動差圧は、それぞれのサブチャンネル内における気液二相流の変動圧力の差であるため、気液二相流の変動圧力を把握することが重要である。そこで、本研究では、この変動圧力に着目し、様々な圧力条件、及び様々なボイド率条件における変動圧力を計測した。計測の結果、スラグ・チャーン流領域において、ボイド率が大きくなるに従い変動圧力も大きくなること、また、温度・圧力条件が室温大気圧からBWR実温実圧になるに従い変動圧力が小さくなることを確認した。なお、本研究の一部は、資源エネルギー庁委託事業「平成30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。