流動解析による沸騰水形原子燃料の限界出力予測に関する研究 : 熱工学 , 内燃機関 , 動力など
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概要
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The current BWR fuel assembly has seven spacers for maintaining a constant gap between fuel rods. Spacer design has a significant effect on the thermal hydraulic performance of a BWR fuel assembly. The purpose of this study is to develop an accurate method for predicting the effect of spacer shape on critical power. The critical power prediction method combining the CFD code of droplet deposition rate and the conventional subchannel code was verified by the critical power data of 4×4 rod bundle with various spacer shapes. From the verification, this method was found to be effective for predicting the critical power change with the change of the spacer shape.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2001-02-25
著者
-
工藤 義朗
株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン
-
山本 泰
(株)東芝電力システム社
-
工藤 義朗
(株)グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン
-
工藤 義朗
(株)グローバル・ニュークリアフューエル・ジャパン
-
工藤 義朗
(株)東芝
-
師岡 慎一
(株)東芝
-
白川 健悦
(株)東芝 原子力技術研究所
-
山本 泰
(株)東芝
-
師岡 慎一
(株)東芝電力システム社
-
山本 泰
株式会社 東芝
-
白川 健悦
(株)東芝電力システム社
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