文献

J-GLOBAL ID：201002269592661642   整理番号：10A0497159

PWR加圧器サージ配管内熱的成層流及び共役熱交換器のCFD解析

CFD Analysis of Thermally Stratified Flow and Conjugate Heat Transfer in a PWR Pressurizer Surgeline

著者 (2件)： JO Jong Chull (Korea Inst. Nuclear Safety, Daejon, KOR) ,  KANG Dong Gu (Korea Inst. Nuclear Safety, Daejon, KOR)
資料名： Journal of Pressure Vessel Technology  (Journal of Pressure Vessel Technology)
巻： 132  号： 2  ページ： 021301.1-021301.10  発行年： 2010年04月 
JST資料番号： D0445B  ISSN： 0094-9930  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： アメリカ合衆国 (USA)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 配管内熱的成層流は,軸方向,周方向,半径方向の過大な熱応力を発生させ,これが配管システムの変形,支持構造物の破壊,熱疲労,亀裂発生の原因と成る場合がある。これまでも幾つかの原子力発電所で,こうした機械的損傷が,加圧水原子炉(PWR)の加圧器サージ配管,給水ノズル,高圧安全注入配管に発生するのを経験している。そのため,配管システム内部に熱的成層を有する管壁中過渡的温度分布を正確に求めることが,配管の構造的健全性評価に不可欠である。そこで本研究では,共役熱交換器を含む実際の複雑なPWR加圧器サージ配管中の過渡的温度分布を正確に求めるために,市販の計算流体力学(CFD)プログラムを用いて,三次元過渡的CFD計算を行った。

シソーラス用語： 支持構造物 ,  *配管システム ,  *PWR型原子炉 ,  *成層流 ,  熱応力 ,  熱交換器 ,  発電所 ,  ノズル ,  熱疲れ ,  亀裂発生 ,  *温度分布 ,  *計算流体力学 ,  原子力発電所
準シソーラス用語： 加圧器サージ配管 ,  *過渡的温度分布 ,  給水ノズル ,  共役熱交換器 ,  *熱的成層流 ,  熱疲労

分類 (3件)： 原子炉冷却系  (MD04040P) ,  対流・放射熱伝達  (PA02030K) ,  不均質流  (BC02060J)

タイトルに関連する用語 (7件)： PWR ,  加圧器 ,  配管 ,  成層流 ,  共役 ,  熱交換器 ,  CFD解析