並列タイトル等Numerical methods on flow instabilities in steam generator
一般注記日本原子力研究開発機構では、高速増殖炉実用化に向けて、直管型2重伝熱管を用いた大型ナトリウム炉の蒸気発生器に対する研究開発を行っている。その一環として、蒸気発生器水側の流動安定性を実験的及び解析的に評価している。この報告書では、蒸気発生器水側の流動安定性を対象とした数値解析手法を検討した。数値解析では、均質流モデルを用いて単一伝熱管流動不安定性解析コードを作成した。密度波不安定流動に対する出入口圧力,熱流束を境界条件として与えて、入口流量を計算するアルゴリズムを確立した結果、均質流モデルで単一伝熱管流動不安定性を解析できることを確認した。精度向上のため、基礎式にサブクール沸騰及び二相流スリップ効果を取り込むことができるドリフトフラックスモデルを検討し、ドリフトフラックスモデルによる単一伝熱管流動不安定性解析コードを作成した。そして密度波不安定流動に対する境界条件及び解析アルゴリズムを利用して、ドリフトフラックスモデルでの不安定性解析機能を確認した。
In Japan Atomic Energy Agency, investigations on heat transfer characteristics of steam generator are being performed for the development of Sodium-cooled Fast Breeder Reactor. In this report, the numerical methods were studied for two-phase flow instability analysis in steam generator. For numerical simulation purpose, the flow instability analysis code was developed with homogeneous equilibrium model on single heat transfer tube. The special algorithm to calculate inlet flow rate with inlet pressure, outlet pressure and heat flux as boundary conditions for the density-wave instability analysis has been established. The flow instability in single tube was successfully simulated with homogeneous equilibrium model. Then the drift-flux model including the effects of subcooled boiling and two phase slip was adopted to improve the accuracy. The capability of drift-flux model for simulating density-wave instability in single tube was confirmed.
一次資料へのリンクURL/JAEA-Research-2008-058.pdf/ comment：fulltext
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System