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J-GLOBAL ID：201902285762352736   整理番号：19A2640393

CIRCE-HERO施設のマルチスケールモデリング【JST・京大機械翻訳】

Multi-scale modelling of the CIRCE-HERO facility

著者 (5件)： Zwijsen K. (Nuclear Research and Consultancy Group (NRG), Westerduinweg 3, 1755 LE Petten, Netherlands) ,  Martelli D. (University of Pisa, Department of Civil and Industrial Engineering, Pisa, Italy) ,  Breijder P.A. (Nuclear Research and Consultancy Group (NRG), Westerduinweg 3, 1755 LE Petten, Netherlands) ,  Forgione N. (University of Pisa, Department of Civil and Industrial Engineering, Pisa, Italy) ,  Roelofs F. (Nuclear Research and Consultancy Group (NRG), Westerduinweg 3, 1755 LE Petten, Netherlands)
資料名： Nuclear Engineering and Design  (Nuclear Engineering and Design)
巻： 355  ページ： Null  発行年： 2019年 
JST資料番号： E0189B  ISSN： 0029-5493  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 本研究では,革新的原子炉の熱-水力解析のための異なる自家開発結合方法論の適用に関する,Pisa(UniPi)の大学で行われている活動と,核研究とConsultyグループ(NRG)について述べた。システム熱流体力学(STH)と計算流体力学(CFD)結合計算のためのツールの応用は,両コードからの利点を利用することを目的とし,複雑なシステムの熱流体解析を行うことを目的としている。実際に,STHコードは,全体の複雑な核システムの熱水力解析のために一般的に使用されているが,これらのコードは,大きなプールシステムにおける混合や熱成層のような関連する3D特性を持つ現象を調べるには一般的に不十分である。一方,大規模システムをシミュレートするためのCFDコードの排他的な使用は,計算努力の観点から依然として必要とされている。このような枠組みにおいて,2つ以上のスケールの間の結合は,特に小規模現象がドメインの限られた部分で起こるそれらの応用に対して,有望な妥協を表す。CIRCE施設の2つの異なるモデルを作成した。NRGでは,CFDコードANSYS CFXをSTHコードSPECTRAと結合し,一方,UniPiでは,ANSYS FluentをCFD計算に使用し,RELAP5の修正版をSTH計算に採用した。本論文では,両モデルのモデリングと結合戦略を検討した。さらに,両方のモデルのシミュレーション結果を,完全電力での実験を表す定常状態の場合と,熱シンクと損失(PLOH+LOF)事故シナリオの予測損失の両方について検討した。重い液体金属(鉛-ビスマス共晶,LBE)流体流の3D特性,熱成層化および仮定された過渡現象の間の温度発展のようなプール現象に特別な注意を払った。Copyright 2019 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 過渡現象 ,  流体流 ,  シミュレーション ,  原子炉 ,  予測 ,  成層 ,  *モデリング ,  ヒートシンク ,  三次元 ,  電力 ,  計算流体力学
準シソーラス用語： 定常状態 ,  RELAP ,  ANSYS ,  *マルチスケールモデリング , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q) ,  水冷却炉の安全性  (MD06020H)

タイトルに関連する用語 (2件)： 施設 ,  マルチスケールモデリング