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超臨界圧軽水冷却炉熱設計のための乱流熱伝達率予測手法の開発

Development of prediction method of turbulent heat transfer for thermal-hydraulic design of supercritical water reactor

中塚 亨; 三澤 丈治; 吉田 啓之 ; 高瀬 和之

Nakatsuka, Toru; Misawa, Takeharu; Yoshida, Hiroyuki; Takase, Kazuyuki

原子力機構では、超臨界圧軽水冷却炉の炉心熱設計精度の向上を目的として、ラージ・エディ・シミュレーションによる超臨界圧流体の乱流熱伝達率予測手法を開発している。本報では、九州大学で実施した超臨界圧フレオンを用いた円管内熱伝達試験データをもとに実験解析を行った結果について報告する。本研究の結果、超臨界圧流体の場合には、主流に比べて壁面近傍での物性値依存性が大きく、それが乱流構造に影響して、伝熱劣化の要因の一つになっていることが予測された。開発した手法により、超臨界圧流体の乱流熱伝達率の予測に目途が得られた。

In the thermal hydraulic design of supercritical water-cooled reactor, it is required to establish a thermal hydraulic design method which can precisely predict heat transfer deterioration of supercritical water as the core coolant. Assessments of applicability of turbulence models used in design methods have not been sufficiently performed, since the mechanism of heat transfer deterioration has not been clearly figured out yet. Japan Atomic Energy Agency has started developing prediction method of heat transfer deterioration with large eddy simulation to improve the thermal hydraulic design accuracy. In the present study, simulation results of heat transfer test with Freon are reported.

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