FBR直管型蒸気発生器では、沸騰を伴う二相流の不安定性現象が問題となっている。本研究では、原子力機構の大型再冠水実験棟にある水循環ループを用いて、SG熱設計手法の各種相関式の改良及び検証に資するための高圧条件下における二相流特性試験を行っている。これまでにも、沸騰を伴う二相流の安定性評価方法として、種々の検討が行われてきたが、ここでは、BWR用動特性解析コードLAPUR等を利用して、伝達関数による周波数領域での安定性判別を行い、実験装置を用いた流動安定性の予測評価の検討を行った。直管型蒸気発生器を模擬した試験体では、TRACによる解析及び実験結果と比較することでモデルの妥当性を検証するとともに、管内の熱流動系は安定であることが確認された。さらに、一次側をナトリウムとする設計モデルでの予測解析を行うことで、SG不安定現象の解明に役立てる。