OS8-15 稠密格子炉心の除熱技術開発(2) : 三次元二相流解析手法開発(OS8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル,分散と集中の共存)
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概要
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A thermal-hydraulic feasibility project for the Innovative Water Reactor for Flexible fuel cycle (FLWR) was started since 2002. In this R & D project, large-scale thermal-hydraulic experiments, several model experiments and development of advanced numerical analysis codes are being carried out. The FLWR can attain the favorable characteristics such as effective utilization of uranium resources, multiple recycling of plutonium, high burn-up and long operation cycle, based on matured LWR technologies. In FLWR core, there is no sufficient information about the effects of the gap width and grid spacer configuration on the flow characteristics yet. Then, we started development of qualitative analytical procedures on thermal-hydraulic performance of the FLWR core using an advanced numerical simulation technology. In this paper, we describe the outline of the simulation technology and examples of numerical results.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2006-06-28
著者
-
吉田 啓之
日本原子力研究所
-
吉田 啓之
原子力機構
-
秋本 肇
原子力機構
-
高瀬 和之
原子力機構
-
秋本 肇
原研
-
玉井 秀定
日本原子力研究開発機構
-
玉井 秀定
原子力機構
-
永吉 拓至
日立製作所
-
三澤 丈治
原子力機構
-
秋本 肇
日本原子力研究開発機構
-
永吉 拓至
(株)日立製作所
-
吉田 啓之
JAEA
-
玉井 秀定
(独)日本原子力開発機構 東海研究開発センター
-
高瀬 和之
(独)日本原子力開発機構 東海研究開発センター
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