0612 統計解析手法による稠密炉心内流体混合特性の評価(S45-3 原子炉システムおよびその要素技術(3),S45 原子炉システムおよびその要素技術)
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概要
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A tight triangular lattice arrangement with about 1mm gap spacing between adjacent fuel rods will be adopted in the innovative <FL>___-exible-fuel-cycle W__-ater R__-eactor (FLWR), a candidate for next generation reactor. In relation to the thermal-hydraulic design of FLWR, this study presents a statistical evaluation of numerical simulation results obtained by a detailed two-phase flow simulation code (named TPFIT). In order to clarify mechanisms of cross flow in such tight lattice rod bundles, the TPFIT was used to simulate water-steam two-phase flow in two modeled subchannels. Attention was focused on instantaneous fluctuation characteristics of cross flow. With the calculation of correlation coefficients between the differential pressure and gas/liquid mixing coefficients, the time scales of cross flow were evaluated, and the effects of mixing section length, flow pattern and gap spacing on correlation coefficients were investigated. The difference in mechanism between gas and liquid cross flows was pointed out.
- 2007-09-07
著者
-
吉田 啓之
日本原子力研究所
-
吉田 啓之
原子力機構
-
張 維忠
原子力機構
-
小瀬 裕男
大和システムエンジニア
-
大貫 晃
原子力機構
-
秋本 肇
原子力機構
-
秋本 肇
原研
-
秋本 肇
日本原子力研究開発機構
-
張 維忠
日本原子力研究開発機構
-
吉田 啓之
JAEA
-
大貫 晃
日本原子力研究開発機構
-
大貫 晃
日本原子力研究開発機構 次世代原子力システム研究開発部門
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