B120 二流体モデルによる管群内気液二相流の解析手法に関する研究 : 第2報,管群内気液二相流の低流量時における挙動(オーガナイズドセッション5 : 沸騰熱伝達の現状と展望 : 固液接触と熱伝達特性)
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概要
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This study is focused on the development of a two-fluid model gas-liquid two-phase flow simulation code (PORTHOS-MHI). This code was developed to analyze thermal-hydraulic behaviors within a steam generator (SG) tube bundle of a Pressurized Water Reactor (PWR) nuclear power plant. The developed code was verified using the interfacial-velocity and the void-fraction distributions obtained from a tube-bundle experiment of a two-dimensionally full-scale model SG with R-123 as secondary working fluid. Good agreements between the prediction of PORTHOS-MHI and the experimental results of low flow rate (30% full load) conditions were obtained.
- 一般社団法人日本機械学会の論文
- 2001-11-03
著者
-
友松 健一
三菱重工業(株)神戸造船所
-
鈴田 忠彦
三菱重工業(株)高砂研究所
-
平尾 康彦
三菱重工業(株)高砂研究所原子力研究推進室
-
上野 隆司
三菱重工
-
友松 健一
三菱重工
-
平尾 康彦
高菱エンジニアリング株式会社 第一実験部
-
近藤 喜之
三菱重工業 高砂研
-
近藤 喜之
三菱重工業株式会社 高砂研究所 燃焼・伝熱研究室
-
鈴田 忠彦
三菱重工業 高砂研
-
平尾 康彦
三菱重工業(株)
-
上野 隆司
三菱重工業 高砂研
-
平尾 康彦
三菱重工業 (株) 高砂研究所
-
鈴田 忠彦
三菱重工業
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