高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時事象に対する解析評価手法の開発

スポンサーリンク

概要

• 論文の詳細を見る

• Multi-physics analysis system for a heat transfer tube failure event in a steam generator of sodium-cooled fast reactors has been developed. The analysis system consists of the multiple computer codes. In this study, applicability of the newly constructed numerical models in the analysis system was investigated. The droplet entrainment / transport model which was incorporated into the SERAPHIM code was verified through the analysis of the related experiment. The experimental data about the pressure variation when the droplet entrainment occurs was reproduced by our model successfully. The TACT code is integrated by the numerical models of fluid-structure thermal coupling, stress evaluation and failure judgment of the structure. The fluid-structure thermal coupling model could predict the temperature distribution formed by the flow around the circular cylinder. About the failure judgment model, the predicted time of failure occurrence showed good agreement with the results of the tube rupture simulation experiment.

• 一般社団法人 日本機械学会の論文

著者

• 栗原 成計

  （独）日本原子力研究開発機構

• 大島 宏之

  （独）日本原子力研究開発機構

• 内堀 昭寛

  （独）日本原子力研究開発機構

• 菊地 晋

  （独）日本原子力研究開発機構

• 浜田 広次

  （独）日本原子力研究開発機構

関連論文

• 高速炉蒸気発生器における伝熱管ウェステージに関する高温NaOH衝突実験
• ナトリウム―水反応および圧縮性混相流数値解析コードSERAPHIMの高度化（化学反応を伴う液体中気体噴流に対する再現性検証）
• T字合流部における渦構造と温度変動に関する数値解析
• T字合流部における非定常枝噴流挙動に着目した流体－構造熱連成問題の研究
• ナトリウム－水化学反応場の素反応解析
• The Effect of Flow-Accelerated Corrosion with High-Temperature Sodium Hydroxide on Tube Target-Wastage Caused in Steam Generator of Sodium-Cooled Fast Reactor
• Development of Evaluation Model for Wastage Environment under Tube Failure Accident in Steam Generator of Sodium-Cooled Fast Reactor
• Experimental Study and Kinetic Analysis of Sodium-Water Chemical Reaction Mechanism in Steam Generator of Sodium-Cooled Fast Reactor
• 高速炉蒸気発生器の伝熱管破損時事象に対する解析評価手法の開発
• 高速炉蒸気発生器伝熱管周りに形成されるナトリウム－水反応ジェットの熱伝達特性
• ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム－コンクリート反応機構に関する実験的研究

もっと見る 閉じる

スポンサーリンク