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Flow instability research on steam generator with straight double-walled heat transfer tube for FBR; Pressure drop under high pressure condition

FBR直管型蒸気発生器流動安定性に関する研究-高圧条件下における圧力損失

Liu, W.; 玉井 秀定; 吉田 啓之; 高瀬 和之; 早船 浩樹; 二神 敏; 木曽原 直之

Liu, W.; Tamai, Hidesada; Yoshida, Hiroyuki; Takase, Kazuyuki; Hayafune, Hiroki; Futagami, Satoshi; Kisohara, Naoyuki

次世代FBR開発で検討されている、直管型蒸気発生器(SG)の成立性評価には、運転条件の決定に不可欠な流動不安定発生限界を高精度で予測できる熱設計手法が必要である。SG熱設計手法で用いられる、各種相関式の改良及び検証に資するため、原子力機構では、高圧条件下で試験を実施し、圧力損失を含む詳細な二相流データを取得している。本研究では、TRACコードを使って、これらの一連の試験を模擬した解析を行い、高圧条件下での圧力損失を検証した。その結果、ボイド率,単相流の摩擦損失と二相流の摩擦損失の計算に、それぞれTRACベースドリフトモデル,Pffan相関式及びMartinelli-Nelson二相増倍係数を用いることにより、圧力損失を保守的に予測することがわかった。

To discuss the feasibility of Steam Generator (SG) with a straight double-walled heat transfer tube that used in the Fast Breeder Reactor (FBR) system, we need to construct thermal hydraulic design method that can predict the flow instability accurately. To verify and to improve the correlations that used in the thermal-hydraulic design of the SG, Japan Atomic Energy Agency has started experiments under high pressure conditions. Detailed thermal hydraulic data including pressure drop data have been derived. This research does the analysis to the performed experiments with using TRAC-BF1 code. The pressure drop under high pressure condition is verified. It is found that with using the drift flux model in Track code for the void fraction calculation, Pffan's correlation for the friction pressure drop calculation in single phase flow and Martinelli-Nelson two-phase multiplier, the pressure drop can be predicted conservatively.

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