改良界面追跡法によるBWR炉心内流体混合現象の数値解析(<小特集>多相(混相)系における新しい計測とシミュレーション)
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概要
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Thermal-hydraulic design of the current BWR is performed by correlations with empirical results of actual-size tests. Then, when the reactor of new design is developed, an actual size test is required to confirm or modify the correlations. Development of a method that enables the thermal-hydraulic design of nuclear reactors without these actual size tests is desired, because these tests take a long time and entail great cost. For this reason we developed an advanced thermal-hydraulic design method for BWRs using innovative two-phase flow simulation technology. In this study, detailed two-phase flow simulation code using advanced interface tracking method : TPFIT is developed. In this paper, the TPFIT code was applied to simulation of two-phase flow in modeled 2 subchannels of BWRs rod bundle, and the existing two-phase flow correlation for fluid mixing is evaluated using detailed numerical simulation data.
- 社団法人日本機械学会の論文
- 2008-06-25
著者
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吉田 啓之
日本原子力研究開発機構
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吉田 啓之
日本原子力研究所
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吉田 啓之
原子力機構
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高瀬 和之
日本原子力研究開発機構
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高瀬 和之
原子力機構
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高瀬 和之
日本原子力研究所
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永吉 拓至
(株)日立製作所
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張 維忠
日本原子力研究開発機構
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吉田 啓之
JAEA
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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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