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J-GLOBAL ID：202102268785430373   整理番号：21A1819958

コードサターンによるPWRのための原子炉上部プレナム内部の流れ場の数値シミュレーション【JST・京大機械翻訳】

Numerical Simulation of Flow Field Inside Reactor Upper Plenum for PWR With Code_Saturne

著者 (5件)： Liu Jiawei (Harbin Engineering University, Harbin, China) ,  Gao Puzhen (Harbin Engineering University, Harbin, China) ,  Xu Tingting (EDF R&D China Center, Beijing, China) ,  Min Jiesheng (EDF R&D China Center, Beijing, China) ,  Chen Guofei (EDF R&D China Center, Beijing, China)
資料名： ASME Conference Proceedings  (ASME Conference Proceedings)
号： ICONE25  ページ： Null  発行年： 2017年 
JST資料番号： A0478C  資料種別： 会議録 (C)
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： 上部プレナムにおける流れ特性は,原子炉機能マージンとロッドクラスタ制御アセンブリ(RCCA)ガイドチューブ摩耗に強い影響を及ぼす。上部プレナム流は,原子炉保護システムにも影響するホットレッグ温度によるループ流量測定を支配する。RCCAガイドチューブ摩耗では,RCCA流動誘起振動による運転で現れ,その置換をもたらす。上部プレナム,特に出口における流れ条件を知ることが重要である。既存の世代III反応器は,設計に関するそれら自身の特殊性を持っている。現在の技術間の比較は,上部プレナムのための要所構造設計に関するより良い理解のための良い方法であった。本論文では,韓国先進加圧水型原子炉(PWR)とWestinghouse設計AP1000の上部プレナム構造に基づく単純化モデルを,上部プレナム内の3次元大域的および局所流れ分布を得て,原子炉安全性のための不可欠な流れ特性を特徴付けるために,約6百万セルあたりの体積で構築し,メッシュ化した。Navier-Stokes方程式を,EDFインハウスオープンソース計算流体力学(CFD)ソフトウェア:コード_Saturnを用いて,標準k-ε乱流モデルで解いた。計算を通して,圧力および速度分布を得て,軸方向および横方向変動を解析した。APR1400と比較して,AP1000の設計では,上部プレナムの端部に同伴する回転流と,ホットレッグ吸引効果による高速領域は,比較的低い局所圧力に寄与し,制御棒の落下速度に影響を及ぼす可能性がある。Please refer to the publisher for the copyright holders. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： Navier-Stokes方程式 ,  *原子炉 ,  旋回流 ,  速度分布 ,  摩耗 ,  簡素化 ,  流れ分布 ,  PWR型原子炉 ,  ソフトウェア ,  三次元 ,  流れ特性 ,  *流れ場 ,  計算流体力学
準シソーラス用語： *数値シミュレーション ,  *プレナム , 【Automatic Indexing@JST】

分類 (2件)： 水冷却炉の安全性  (MD06020H) ,  液体金属冷却型原子炉  (MD03030X)

タイトルに関連する用語 (6件)： サターン ,  PWR ,  原子炉 ,  プレナム ,  流れ場 ,  数値シミュレーション