E221 TRAC-BF1コードによる直管型蒸気発生器の流動安定性に関する予備検討(熱伝達III)
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概要
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To assess the stability of components which comprises parallel channels like steam generators in fast breeder reactors, Japan Atomic Energy Agency has been developing a prediction method for thermal-hydraulic instability based on system analysis code TRAC-BF1. In the present paper, TRAC-BF1 code was modified to simulate both primary and secondary coolant flow with VESSEL component. The calculation model was established and tested with preliminary simulations in which the primary sodium was expediently replaced by high pressure water.
- 一般社団法人日本機械学会の論文
- 2009-11-06
著者
-
吉田 啓之
日本原子力研究所
-
吉田 啓之
原子力機構
-
高瀬 和之
原子力機構
-
劉 維
日本原子力研究開発機構
-
劉 維
原子力機構
-
中塚 亨
原子力機構
-
吉田 啓之
JAEA
-
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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