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論文

Validation study of finite element thermal-hydraulics analysis code SPIRAL to a large-scale wire-wrapped fuel assembly at low flow rate condition

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.73 - 80, 2020/10

有限要素法による流体解析コードSPIRALについて、乱流モデルとして層流から乱流領域まで伝熱流動特性を良好に再現できるHybrid型k-eモデルを採用した場合の低流量条件下における大型燃料集合体ナトリウム試験(GR91試験)の再現解析を実施し、高速炉燃料集合体への妥当性を確認した。解析の結果、流速に関して発熱上端付近において浮力の影響によって集合体中心領域が高流速となる結果が得られ、温度に関して試験計測温度との比較では解析は試験の傾向を良好に再現することを示した。以上によって、SPIRALコードの低流量条件下における集合体熱流動評価への適用性を確認した。

論文

IAEA NAPRO Coordinated Research Project; Physical properties of sodium

Passerini, S.*; Carardi, C.*; Grandy, C.*; Azpitarte, O. E.*; Chocron, M.*; Japas, M. L.*; Bubelis, E.*; Perez-Martin, S.*; Jayaraj, S.*; Roelofs, F.*; et al.

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.780 - 790, 2015/05

The IAEA recently established a CRP on "Sodium properties and safe operation of experimental facilities in support of the development and deployment of Sodium Cooled Fast Reactors - NAPRO", to be carried out in the period 2013 - 2017. The first phase of the CRP is focused on the collection and assessment of sodium properties, and it will lead to a consistent property data set which will be published in the form of a handbook. This work is carried out by the 11 participating organizations from 10 Member States through the review and evaluation of the existing available data, the identification of the data gaps and the development of recommendations for experimental programmes to support closing these data gaps. A specific work package (WP 1.1), under the leadership of Argonne National Laboratory, is focused on the analysis of physical properties of sodium: thermodynamic properties and transport properties. The expected outcome includes the improved understanding of the availability, accuracy and range of applications of sodium properties centered on fast reactors and other technological applications. The implemented methodology for WP 1.1 is described and so the properties included in WP 1.1 and their classification. Major findings to date related to WP 1.1 are presented in this work, including detailed analysis of two selected properties.

口頭

浸漬型直接熱交換器による冷却性評価に関するPLANDTL2ナトリウム試験

江連 俊樹; 小野島 貴光; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*; Gorsse, Y.*; Li, S.*

no journal, , 

日本原子力研究開発機構では、フランス原子力・代替エネルギー庁(CEA)と進めているナトリウム冷却高速炉の開発整備に資する研究協力プログラムの一環として、ナトリウム試験装置(PLANDTL-2)を用いた共同試験を実施した。本報告では、崩壊熱除去システムの有効性把握を目的として実施した、浸漬型炉内冷却器(DHX)による炉心冷却試験結果を報告する。

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