次世代軽水炉開発を支える熱流動解析の現状と課題

Status and subjects of thermal-hydraulic analysis for next-generation LWRs

Subcommittee on Improvement of Reactor Thermal-Hydraulic Analysis Codes

国内外で進められてきた受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を日本原子力研究所原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会で平成10年度まで約5年にわたり調査してきた。同専門部会での調査内容及び議論を踏まえ、平成9年度には提案された種々の炉型のプラント解析の現状と課題をまとめるとともに、摘出された課題の中で特に重要と考えられた多次元二相流解析の現状と課題をまとめてきた。本報告書では、平成9年度から10年度にかけて調査した内容をもとに、BWRでの核-熱結合解析、受動的安全系熱流動解析の現状と課題、並びに気液二相流解析の最新のトピックスをまとめた。ここでまとめた内容は種々の大型試験結果を含んだ軽水炉熱流動解析の最前線である。また、今後の原子炉熱流動解析コードの高度化をはかるうえでの一つの指針となることを期待する。

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使用言語	:	Japanese
報告書番号	:	JAERI-Review 2000-002
ページ数	:	p.105 - 0
発行年月	:	2000/03
特許データ	:
PDF	:	JAERI-Review-2000-002.pdf:6.24MB
論文URL	:	https://doi.org/10.11484/jaeri-review-2000-002
研究データの公開先DOI	:	本成果にかかわる研究データのリンクです。
キーワード	:	Passive Safety; LWR; Thermal-hydraulics; Numerical Simulation; System Analysis; Neutronics; Two-phase Flow; Stability Analysis
使用施設	:
広報プレスリリース	:
論文解説記事 (成果普及情報誌)	:
受委託・共同研究相手機関	:
他機関報告書番号	:

Access	:	- Accesses

登録番号 : V20000002
抄録集掲載番号 : 280176

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