2010年12月
環状流路における超臨界圧水熱伝達試験への二流体モデル解析コードACE-3Dの適用性評価
Journal of Nuclear Science and Technology
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- 巻
- 47
- 号
- 12
- 開始ページ
- 1118
- 終了ページ
- 1123
- 記述言語
- 英語
- 掲載種別
- DOI
- 10.3327/jnst.47.1118
- 出版者・発行元
- Atomic Energy Society of Japan
超臨界圧水冷却炉の熱設計を効率的に行うためには、燃料集合体内の熱流動を評価することが重要である。原子力機構では、元来軽水炉内の二相流を対象として開発してきた三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを改良し、超臨界領域での水の物性値を扱えるようにした。本報では、コードの予測性能評価のため、原子力機構で実施した単一模擬燃料棒まわりの垂直環状流路を流れる超臨界圧水伝熱試験の解析を行った。その結果、ACE-3Dコードは超臨界水冷却炉の燃料集合体を模擬した燃料棒の表面温度予測に適用可能であることが示された。
- リンク情報
- ID情報
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- DOI : 10.3327/jnst.47.1118
- ISSN : 0022-3131
- CiNii Articles ID : 10027126869
- CiNii Books ID : AA00703720