Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
渡辺 太郎*; 高田 孝; 山口 彰*
Nuclear Engineering and Design, 313, p.447 - 457, 2017/03
被引用回数：2 パーセンタイル：19.37(Nuclear Science & Technology)蒸気発生器伝熱管内部における気液対向流制限(CCFL)は、特にPWRにおいてLOCA発生時の炉心冷却に重要な影響を及ぼす。本研究では、VOF法を用いた数値計算においてより低コストでCCFL特性の評価精度を向上させることを目的に、CCFL発生時に見られる液膜流をモデル化しVOF法とのカップリングを行った。開発した手法を用い既存実験を模擬した試験解析を実施し、本手法の適用性を評価すると共に、配管下端において液膜流より滴下した液相が再度気相側にエントレイメントされることによりCCFL特性が大きく変化すること明らかにした。
小野 綾子; 山下 晋; 坂下 弘人*; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
no journal, ,
原子力機構では、原子炉心部の二相流挙動に対して界面追跡法に基づく機構論的熱流動解析手法であるJUPITERやTPFITを適用する試みを行っている。しかしながら、界面追跡を用いた解析手法において、伝熱面から沸騰させるためには極めて微小な解析格子を設定する必要があり、原子炉燃料集合体などの大規模な計算体系への適用は不可能である。そこで本研究では、大規模計算体系に対して計算コストを削減した、新しい簡易的な沸騰モデルを開発して適用した結果について報告する。
