流量変動を与えた際の水平管内気液二相流挙動について

研究背景および概要

原子炉の安定稼動を阻害する要因として、冷却系内における気液二相流のボイド率や流動様式の変動は熱伝導率や中性子減速能の変化をもたらし炉の性能や安全性に影響すると考えられる。 地震が起きた時に気泡流に与える影響は、地震による加速度、体積力、壁面振動によるせん断力、流量が変動することによる慣性力があげられる。しかしながら、地震発生時の原子炉の中を流れる二相流挙動は複雑で十分に把握できていない。 そこで地震発生時の原子炉を流れる二相流の詳細予測技術が求められる。
本研究では流量変動を与えたときの気液二相流の挙動について明らかにしている。

実験装置及び結果

下図に示すような実験装置を製作し、流量変動を与えた際の気液二相流の挙動を観察している。