2405 CAMP コードによる下部プレナム内溶融炉心熱流動解析
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
An analytical code, CAMP, is being developed at JAERI for thermo-fluiddynamic analysis of molten core in the lower plenum of the reactor pressure vessel. This code is mainly used for the evaluation of initial and boundary conditions for ex-vessel interactions between molten core and coolant. The experiments, where molten alumina was poured into a water-filled lower head experimental vessel, were analyzed with CAMP code. It was found that thermal responses of the experimental vessel were qualitatively reproduced by using models on vessel deformation, subsequent gap formation between solidified alumina and the vessel, and water penetration into the gap. The validation of low Reynolds number two-equation turbulence model, recently incorporated into CAMP code, is also in progress with experiments for natural convection of internally heated fluids with high Rayleigh number.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2000-07-31
著者
関連論文
- ROSA-V/LSTFを用いた圧力容器頂部破断LOCA実験SB-PV-07及びSB-PV-08運転員の炉心冷却回復操作を伴う1.0及び0.1%破断LOCA実験
- 熱線流速計による垂直大口径管内の気液二相流の計測
- 26aB15P IFMIFリチウムターゲットのLi純化系、遠隔操作装置、計測系の設計(真空・第一壁・材料)
- 非圧縮性多次元二流体モデルの数値解法 : 構成方程式の評価に適する解法
- 改良SOLA法による断熱二流体モデルの数値解法 : 第2報, 相遷移の取扱い方と数値計算例
- 水平矩形ダクト内波状流における気液界面せん断応力に関する実験的研究
- シビアアクシデント研究に関するCSARP計画の成果
- 国際原子力事象評価尺度(INES)情報に関する和訳データベースのホームページ開設
- チェルノブイリ事故から15年--私たちが学んだこと (特集 チェルノブイリ事故から私たちが学んだこと)
- P25-02 軽水炉シビアアクシデント時の溶融炉心/冷却材相互作用 (FCI) に関する研究の現状
- 2405 CAMP コードによる下部プレナム内溶融炉心熱流動解析
- 過渡2相流数値解析の現状
- 比較的大きな口径の水平管内水-空気二相流 : 第2報, 圧力損失について
- 3533 PWRアクシデントマネジメントと原子炉計装の役割に関するROSA-V実験研究(S49-4 流動,原子炉用機器(3),S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- 移動自由表面の形状測定に基づく表面近傍の速度・圧力分布測定法(流体工学,流体機械)
- 1次元二相流コードRELAP5コードと3次元二相流コードACE-3Dの熱的結合(原子炉伝熱流動解析の革新(3),原子炉伝熱流動解析の革新)
- 複合プローブによる水/液体金属混相流場の温度・相判別同時計測 : 信号処理回路の開発
- 第11回 原子力工学国際会議
- 溶融金属中に注入する水ジェット挙動の可視化と計測 (「中性子ラジオグラフィ高度技術の開発と応用」専門研究会(平成13年度))
- 612 シビアアクシデント状況下の原子炉冷却系配管の局所クリープ損傷解析 : 円管の変形と損傷分布
- 2410 シビアアクシデント時の原子炉配管信頼性に係る実証試験
- 2440 水平 U 字管を用いた原子炉の静的格納容器冷却系に関する研究
- 圧力のポアソン方程式におけるSOR法の最適加速係数
- 事故シナリオ再検討 : 本当は何が起ったのか? それは何故起こってしまったのか?
- 改良SOLA法による断熱二流体モデルの数値解法 : 第1報, 数値解法
- 過渡流れ解析におけるSOR法の加速係数の制御
- SOLA法の改良
- A113 横型PCCS 2次側水プール内多次元沸騰流解析 : プールサイズの影響(オーガナイズドセッション2 : 複雑な流れにおける熱・物質伝達)
- 原子力の大型実験とシミュレーションの住分け(原子力を巡る流れと熱の研究の最前線)
- 2127 トラバース型光学式ボイド計による水平伝熱管束 2 次側ボイド率計測
- 1912 静的格納容器冷却系 (PCCS) 用横型熱交換器の性能評価伝熱モデルの開発
- P25-03 ROSA/LSTF 装置を用いた将来型炉の安全系に関する研究
- C102 溶融炉心/冷却材相互作用の解析コード開発
- 2403 JASMINE コードによる溶融物ジェット分裂の数値シミュレーション
- 第11回国際伝熱会議セッションレビューに対するコメント
- F02(3) 放射線誘起表面活性による伝熱促進(【F02】熱工学最前線)
- B108 横型 PCCS 蒸気ブランケット効果の解析
- 事故はどのようにして起こったか--その原因と経過,事故後の改善 (特集 10年目をむかえたチェルノブイリ原発--現状と検証)
- IFMIFの概念設計III-3ターゲット系(1)〜(3)
- 1910 THYNC 流量変動試験における沸騰遷移と発熱棒温度
- 原子力発電所の運転経験情報の分析・評価--ラサ-ル2号炉中性子束振動事象
- 原子炉事故のシミュレ-ション解析 (大規模・超高速シミュレ-ション)
- 大口径管内気液二相流の界面抗力モデルと数値解析