講演・口頭発表等

先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,8; 温度回復法を用いた相変化を含む気液二相流解析

日本原子力学会2023年春の年会
  • 神谷 朋宏
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  • 小野 綾子
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  • 多田 健一
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  • 山下 晋
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  • 長家 康展
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  • 吉田 啓之

開催年月日
2023年3月
記述言語
日本語
会議種別
開催地
東京
国・地域
日本

原子力機構では、軽水炉の設計高度化と安全性の向上を目的として、マルチフィジックスシミュレーション用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。このプラットフォーム上でモンテカルロコードMVPと機構論的多相流解析コードJUPITERを結合することで、詳細かつ高忠実な核熱連成シミュレーションの実現を目指している。BWRでは、原子炉内で生じる水の沸騰によって形成される気泡が中性子の輸送に大きな影響を及ぼすため、核熱連成シミュレーションにおいては相変化を考慮することが求められる。今回は、温度回復法を用いて実施した、相変化を含む気液二相流の数値シミュレーション結果について報告する。なお、気液二相流解析手法としては界面捕獲法を用いた。

リンク情報
URL
https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?5076577