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論文

Numerical analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using 1D plant dynamic analysis code coupled with 3D CFD code

堂田 哲広; 檜山 智之; 田中 正暁; 大島 宏之; Thomas, J.*; Vilim, R. B.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉は全電源喪失に至った場合でも自然循環によって炉心崩壊熱を除去することが期待される。原子炉安全の観点から、この場合の炉心最高温度は正確に評価されなければならない。このため、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDに3次元CFD解析コードAQUAを連成させ、自然循環時のプラント全体の熱流動を評価できる解析手法の開発を行っている。本研究では、開発中の連成コードの妥当性を確認するため、EBR-IIプラントで実施された自然循環崩壊熱除去試験の解析を実施した。その結果、得られた解析結果は測定データとよく一致し、連成コードの妥当性が確認された。

口頭

CFD analysis of thermal stratification in core upper plenum and Z-shaped pipe of EBR-II for Shutdown Heat Removal Test-17

吉村 一夫; 堂田 哲広; 大木 裕*; 藤崎 竜也*; 田中 正暁; Vilim, R. B.*

no journal, , 

米国高速実験炉EBR-IIの自然循環崩壊熱除去試験時における炉上部プレナム内及びZ型配管内の熱流動挙動を調べるため、商用CFDコードを用い、定格運転状態から自然循環へ移行する300秒間を解析した。炉上部プレナム内で測定された軸方向温度分布データと解析結果との比較により、温度成層化現象の発生が予測できた。下流のZ型配管スロープ部には、炉上部プレナム内上部にたまった高温ナトリウムが先行して流入し、温度成層化がプラント全体の自然循環力に影響を与えていることを確認した。

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