日本原子力学会 年会・大会予稿集
2013年春の年会
セッションID: O06
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三次元二流体モデル解析コードを用いた模擬燃料集合体内超臨界圧水熱伝達実験解析
*三澤 丈治吉田 啓之高瀬 和之
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会議録・要旨集 認証あり

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抄録
日本原子力研究開発機構では、超臨界圧水を冷却材とする、超臨界圧水軽水炉(SCWR)の熱流動解析手法の確立を目的として、三次元二流体モデル解析コードACE-3Dを拡張した熱流動解析コードの開発を実施している。既報において課題とされた、流路内バルクエンタルピーが擬臨界エンタルピーに近づくにつれて、壁面温度を大きく過小評価する傾向を改善するため、本報では、標準k-εモデルに代えて、低レイノルズ数型k-εモデルであるLaunder-Sharmaモデルを用いた解析を実施した。その結果、擬臨界エンタルピー近傍における過小評価を改善し、Launder-Sharmaモデルを用いることにより、SCWR燃料集合体内熱伝達現象の予測精度が改善できることを確認した。
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© 2013 一般社団法人 日本原子力学会
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