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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

原子炉熱流動解析コード高度化専門部会

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。

no abstracts in English

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