文献

J-GLOBAL ID：202002222729972792   整理番号：20A2130966

COBRA-TFを用いた再冠水過渡時のロッドバンドル熱流力挙動の数値研究【JST・京大機械翻訳】

Numerical investigation of rod bundle thermal-hydraulic behavior during reflood transients using COBRA-TF

著者 (6件)： Jin Yue (Department of Nuclear Science & Engineering, Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA 02139, United States) ,  Cheung Fan-Bill (Department of Mechanical Engineering & Department of Nuclear Engineering, Pennsylvania State University, University Park, PA 16802, United States) ,  Shirvan Koroush (Department of Nuclear Science & Engineering, Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, MA 02139, United States) ,  Bajorek Stephen M. (Office of Nuclear Regulatory Research, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, United States) ,  Tien Kirk (Office of Nuclear Regulatory Research, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, United States) ,  Hoxie Chris L. (Office of Nuclear Regulatory Research, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC 20555, United States)
資料名： Annals of Nuclear Energy  (Annals of Nuclear Energy)
巻： 148  ページ： Null  発行年： 2020年 
JST資料番号： C0325D  ISSN： 0306-4549  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： LOCA中の再洪水過渡現象の正確な予測は長い間挑戦的な課題であった。この理由の一つは,大規模な再洪水試験を実施するのにかかる実質的なコストであり,これは,実験支出と技術ならびにプログラム管理において,集中的である。再洪水過渡現象の包括的な理解を妨げるもう一つの理由は,2相流質量と熱伝達過程に関与する高レベル複雑性であり,測定は極めて困難で非効率である。状況は,原子力規制委員会(NRC)/Pennsylvania州立大学(PSU)Rod Bundle熱輸送(RBHT)試験施設の設計と運用によって著しく改善された。多様な先進装置を開発し,この施設で使用し,特に液滴場に対して高分解能データを得た。本研究では,ユニークなNRC/PSU RBHTデータを利用して,熱水力サブチャネル解析コードCOBRA-TFを用いて,広範囲で包括的なコード評価と検証を行った。研究したシステムパラメトリック効果は,システム圧力,入口液体サブクール温度,入口フラッディング速度,およびロッドバンドルパワーを含む。数値コードによって予測された様々な熱-水力量を評価した。急冷フロント伝搬,クラッディング,スペーサ格子および蒸気温度変化,二相圧力降下,液体液滴速度および冷却材ボイド率。さらに,予測誤差を,コード性能の包括的な理解を得るために,非常に詳細に各量について提示した。一般的に,COBRA-TFは,全体的にクエンチフロント伝搬に関して実験データと比較的良く一致し,わずかに早いクエンチを予測するだけであった。しかし,低い入口サブクールと高いフラッディング速度条件の下では,大きな不一致が観察された。ロッドバンドル熱-油圧パラメータとの比較は,COBRA-TFが15%の範囲内で急冷する前に被覆温度を予測できることを示した。スペーサ格子と蒸気温度予測は20%誤差以内であった。全体の液滴速度予測は30%の誤差内にあるが,COBRA-TFは再浸水中の液滴速度の減少傾向を捉えることができる。さらに,分散流膜沸騰ボイド率の予測は,コードが常にボイド率を予測することを示した。一方,ほとんどの予測不一致は急冷後の二相流圧力降下であり,これはバルク液体沸騰領域に対して50%以上の過小予測を含む。本研究では,再浸水中の種々の2相流量に対する異なるシステムパラメータの影響を明らかにした。得られた結果は,多くの既存のコードモデリング問題に対する回答を提供し,従って,将来のモデル開発とコードアップグレードのために有益で有用である。Copyright 2020 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： 圧力損失 ,  液滴 ,  二相流 ,  熱伝達 ,  沸騰 ,  洪水 ,  被覆 ,  パラメトリック効果 ,  浸水 ,  急冷 ,  *再冠水 ,  高分解能 ,  *熱流 ,  クエンチ
準シソーラス用語： 数値シミュレーション , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (6件)： 再冠水 ,  二相流と熱伝達 ,  焼入 ,  液滴の液滴 ,  数値シミュレーション ,  COBRA-TF

分類 (3件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  燃料要素  (MD04030E) ,  原子炉核特性  (MD02040B)

タイトルに関連する用語 (6件)： 再冠水 ,  ロッド ,  熱流 ,  挙動 ,  数値 ,  研究