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論文

IAEA benchmark calculations on control rod withdrawal test performed during Phenix End-of-Life experiments; Benchmark results and comparisons

Pascal, V.*; Prulhi$`e$re, G.*; Vanier, M.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Chenu, A.*; et al.

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; The Role of Reactor Physics toward a Sustainable Future (PHYSOR 2014) (CD-ROM), 16 Pages, 2014/09

2009年に仏Phenix炉のEnd of Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN,原子力機構, KIT, PSIから専門家が参加し本CRPを進めている。ここでは、「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果を基に、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。

論文

Benchmark analyses on the control rod withdrawal tests performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments

Monti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.

IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06

Before the definitive shutdown in 2009, PH$'E$NIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.

論文

Benchmark calculations on control rod withdrawal tests performed during Phenix End-of-Life experiments

Pascal, V.*; Prulhi$`e$re, G.*; Fontaine, B.*; Devan, K.*; Chellapandi, P.*; Kriventsev, V.*; Monti, S.*; Mikityuk, K.*; Semenov, M.*; Taiwo, T.*; et al.

Proceedings of 2013 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2013) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/04

2009年に仏Phenix炉のEnd-of-Life試験において、定格出力時における制御棒の非対称引抜が径方向出力分布に与える影響を把握することを目的とする「制御棒引抜試験」が実施された。IAEAのTWG-FR(高速炉技術作業部会)において本試験に対するベンチマーク解析を実施するための共同研究プロジェクト(CRP)が立ち上げられ、CEA, ANL, IGCAR, IPPE, IRSN, JAEA, KIT, PSIから専門家が参加し、本CRPを進めている。ここでは「制御棒引抜試験」の概要及び制御棒非対称引抜に伴う出力分布変化に対する測定結果について述べるとともに、本CRPにて得られた解析結果をもとに、測定結果との差及び解析結果同士の差の要因について考察する。

論文

A model of turbulence based on a new formulation of the turbulent Reynolds number

Kriventsev, V.; 二ノ方 壽; 山口 彰; 大島 宏之

Journal of Fluid Mechanics, 0 Pages, 2003/12

None

報告書

Gas entrainment in sodium cooled FBR: preliminary simulation for 1:1.8 scale water upper plenum experiment by AQUA-VOF

Kriventsev, V.; 大島 宏之

JNC-TN9400 2003-085, 55 Pages, 2003/03

JNC-TN9400-2003-085.pdf:3.8MB

ナトリウム冷却炉の設計研究において、炉容器内自由液面からのガス巻込みを防止するため水流動スケール試験が実施されるとともに、これらの試験の条件設定や結果の解釈支援、およびガス巻込み現象の解析手法確立を目指して、いくつかの数値解析手法の適用性研究が行われている。本研究は、上部プレナム液面近傍試験モデルの一部を簡易的に模擬した体系を用いて、AQUA-VOFコードの適用性について確認を行うとともに、流況と自由液面挙動の関連について考察を行った。

論文

Numerical Prediction of Secondary Flows in Complex Areas Using Concept of Local Turbulent Reynolds Number

大島 宏之; Kriventsev, V.; 山口 彰; 二ノ方 壽

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), 655 Pages, 2003/00

 被引用回数:2 パーセンタイル:78.92(Nuclear Science & Technology)

断面形状が任意の直管内乱流発達流れにおけるレイノルズ応力を評価するための新しい乱流モデルを提案する。このマルチスケール粘性モデル(MSV)は、主流方向流速分布の局所的な変形が、局所レイノルズ数をある臨界値以下に保つような強度の乱流を発生させるという現象論的ルールをベースとしている。MSVは、使用する経験定数がこの臨界レイノルズ数のみとなるところに特徴がある。MSVを円管内流れを例題として検証するとともに、三角配列の燃料ピンバンドル無限体系を仮定し、その最小要素内で乱流により発生する二次流れのシミュレーションに適用した。

論文

Numerical prediction of secondary flows in complex areas using concept of local turbulent Reynolds number

Kriventsev, V.; 二ノ方 壽; 山口 彰; 大島 宏之

Proceedings of 10th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-10), 0 Pages, 2002/04

None

報告書

MSV:Multi-Scaler Viscosity Model of Turbulence

Kriventsev, V.

JNC-TN9400 2001-053, 38 Pages, 2001/04

JNC-TN9400-2001-053.pdf:1.31MB

本研究では、任意形状の壁境界直管流路の完全発達乱流におけるレイノルズ応力を評価できる、多重スケール粘性(MSV)モデルを提案した。"理想的な"流路内部の流れは常に安定すなわち層流であるが、壁の表面粗さなどによる外部擾乱のため乱れが発達している流れを仮定する。実際の流れは、流路の寸法より小さいあらゆるスケールの擾乱により常に影響されていると仮定する。乱れは内部の粘性つまり"乱流"粘性を用いてモデル化できる。MSVモデルの着想は、以下の現象論的規則により表される:軸方向流速の方向が変わることにより乱れを生じるが、その強さは局所乱流レイノルズ数をある限界値以下に維持するレベルである。すると、局所乱流レイノルズ数の二種類の定義が可能である:i) 軸方向流速のあるスケールのひずみとこのスケール長さをそれより小さいスケールに対する層流と乱流粘性の和で割った一般的なスケール長さで割った量の積ii)一様流速プロファイルの全運動エネルギーと摩擦力による仕事の比MSVモデルでは、経験定数は限界レイノルズ数のみであり、それは前者の定義では100程度、後者の定義では約8.33である。MSVモデルを円管や環状管のような直管の完全発達乱流に適用した。MSVにより評価した摩擦係数と速度分布は多くの実験データと良く一致した。MSVモデルは乱流のゼロ次統合モデルと分類される。したがって、単純であり、原子炉燃料集合体などの任意形状管路内部の完全発達乱流の計算に容易に適用できる。本報告書は、MSV乱流モデルの開発状況をまとめたものである。今後さらに検討を重ねた上で、MSVの定式化を完成させる計画である。

論文

Numerical Accuracy of Temperature,Velocity and Pressure Distributions Predicted with Efficient Finite-Differencing(EFD) SCHEME

Kriventsev, V.; 山口 彰

CHT'01 : Advances in Computational Heat Transfer II, p.469 - 476, 2001/00

None

報告書

Discretization of Convection-Diffusion Equations With Finite; Difference Scheme Derived From Simplified Analytical Solutions

Kriventsev, V.

JNC-TN9400 2000-094, 35 Pages, 2000/09

JNC-TN9400-2000-094.pdf:1.1MB

原子力分野における伝熱流動現象の多くは、一般的な移流一拡散方程式で記述でき、ほとんどの場合は、有限分差分法によって数値的に解くことができる。本報告では、移流-拡散方程式の差分化に有効なスキームについて述べる。本スキームは、有限差分メッシュの全てのコントロールボリュームに関する一次元の簡略化した方程式の解析解に基づいて導出されている。解析解は、拡散項とソース項を線形化して求めた。こうして導出された実効的差分スキーム(EFD)を用いれば、少ないメッシュ数でも解析精度を大幅に向上させることが可能であり、その結果、計算時間を節約できる。ここで開発したEFDスキームの検証のため、解析解が既知の問題や、詳細な数値解が求められている問題を解析した。EFDスキームと他の一般的に使われている差分スキームとも比較した。例えば、中心差分スキーム、風上差分、Spaldingによる指数差分とハイブリッド差分と比較した。また、比較的最近に提案されたLeonardのQUICKスキーム、WongとRaithbyのLOADスキーム、VaewjagoとPatankarのフラックス=スプラインスキーム、酒井のLENSスキームとの比較も行った。本報告書にはそれらの詳細な比較を述べる。本研究で提案するEFDスキームは、他の方法と比べて多くの問題で数桁ほど解析精度が良いこと、あるいは同じ解析精度を得るために少ないメッシュしか必要としないことが示された。本報告書には、EFDスキームに関して詳細に記述する。基本的な仮定、導出過程、検証手順、検証解析と比較に関して述べた後、結論には結果のまとめと今後の課題を述べる。

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