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Verification of NETFLOW code using plant data of sodium cooled reactor and facility

ナトリウム冷却炉と施設のプラントデータを用いたNETFLOWコードの検証

望月 弘保

Mochizuki, Hiroyasu

軽水の単相流,二相流に関して開発されたモデルに基づいて、パソコン上で液体金属炉に適用できるNETFLOWコードが開発されてきた。このコードの機能は、軽水流動体系とナトリウム流動体系での個別効果試験で検証されてきた。このコードを、ナトリウム冷却の高速炉に適用するために、50MW蒸気発生器や「もんじゅ」のデータを用いて、幾つかの機能について検証が行われた。最終的に、「もんじゅ」でのタービントリップ試験の解析を行い、試験結果との比較がなされた。これらの検証において良い一致が得られた。この研究の結果、コードが学生の教育用ツールとして利用できそうである。

The plant simulation code NETFLOW on PC applicable to the liquid-metal cooled reactors has been developed on the basis of the models developed for single-phase and two-phase light water flow systems. The functions of this code have been verified by individual tests for light water flow systems and a sodium flow system. In order to apply this code to a sodium cooled fast reactor, several extra functions were verified using the plant data obtained using 50 MW steam generators and the Monju fast breeder reactor. Finally the turbine trip transient of the Monju was simulated and the result was compared with the measured plant data. Good agreements were obtained in these verifications. As a result of the present study, the code can be applied as an education tool for students.

Access

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InCites™

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パーセンタイル:40.68

分野:Nuclear Science & Technology

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