E215 三流体サブチャンネルコードNASCAによるBWR燃料熱的性能評価の現状(原子力技術開発の概観と小型炉,OS8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル)
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
This paper summarizes basic requirements for improvements of a subchannel code from the view point of a BWR fuel design. Considering recent trends of design modifications of BWR fuels, it is desirable that influences of lattice sizes, spacer geometries, a number and location of partial length rods and other coolant mixing structures to the boiling transition will be evaluated numerically. In addition, experimental databases of the boiling transition can be expanded based on the subchannel analyses so that reliability of the critical power evaluation will be enhanced. A status of NASCA's component models and high temperature/high pressure tests of the boiling transition was reviewed. From the practical point of views, it was noted that more efforts are necessary for improving predictability of spacer geometries and partial length rods.
- 一般社団法人日本機械学会の論文
- 2009-06-28
著者
関連論文
- サブチャンネルコードNASCAによるBWR燃料熱的性能評価の現状(第14回動力・エネルギー技術シンポジウム)
- 超高出力密度炉心ABWRの実用化(2) : 流量・出力振動下沸騰遷移現象に関する解析的研究(転水炉・次世代炉,第13回動力・エネルギー技術シンポジウム)
- B110 超高出力密度炉心ABWRの実用化(2) : 流量・出力振動下沸騰遷移現象に関する解析的研究(軽水炉,OS-8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル(1),一般講演,地球温暖化防止と動力エネルギー技術)
- 原子燃料の除熱限界(究極の除熱性能を目指して)
- OS10-9 統計解析手法による稠密炉心内流体混合現象の解明(OS10 混相流の計測技術と解析,循環型社会における動力エネルギー技術)
- BWR3次元プラントシミュレータの国際ベンチマーク
- 二相流動的観点からみた核熱水力結合解析における基本的課題
- サブチャンネルコードNASCAによるBWR燃料熱的性能評価の現状
- 3524 BWR燃料バンドル内詳細速度場と気液クロスフローモデルへの反映(S49-3 流動,原子炉用機器(2),S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- 二次元流路網理論に基づく燃料バンドル二相クロスフローモデルの改良(原子炉伝熱流動解析の革新(2),原子炉伝熱流動解析の革新)
- 原子炉チャンネル内二相流が誘引する非線形挙動 (特集 熱流体におけるカオス・フラクタル) -- (トピックス 原子炉)
- E215 三流体サブチャンネルコードNASCAによるBWR燃料熱的性能評価の現状(原子力技術開発の概観と小型炉,OS8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル)
- 305 MPS法を用いた大動脈内の血流に関する流体構造連成解析(MEMSの計測・モデリング・マルチフィジックスシミュレーション(2),OS03 MEMSの計測・モデリング・マルチフィジックスシミュレーション)
- シミュレーションの信頼性確保のあり方とは? : 当学会としての Verification & Validation への取り組み
- W0101-(4) 原子力プラントシミュレーションの信頼性,V&VおよびBEPU法について(【W0101】シミュレーションの品質保証と標準化に向けた取り組み,ワークショップ)
- 原子力技術者として二相流教育と人材育成について思うこと
- シミュレーションの品質に関する原子力分野の動向