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Thermal-hydraulic research in JAEA; Issues and future directions

原子力機構における熱水力研究; 課題と今後の動向

秋本 肇; 大島 宏之; 上出 英樹 ; 中川 繁昭 ; 江里 幸一郎; 高瀬 和之; 中村 秀夫 

Akimoto, Hajime; Ohshima, Hiroyuki; Kamide, Hideki; Nakagawa, Shigeaki; Ezato, Koichiro; Takase, Kazuyuki; Nakamura, Hideo

原子力機構においては、核融合炉・高速炉・高温ガス炉及び軽水炉に関する多くの熱水力研究を進めている。これらの研究では、実験と解析の両面から検討している。実験研究は、小型装置による基礎実験から大規模な総合試験まで多岐に展開している。解析研究もいわゆる1次元モデルによるシステム解析コードから詳細な3次元CFDコードまで広範な解析手法を対象としている。これらの研究では、原子炉の通常運転時の熱水力挙動から過酷事故を含む原子炉事故時の熱水力挙動までを取り扱っている。水・超臨界圧水・ヘリウム・ナトリウムなどの単相流,水蒸気/水・ナトリウム/アルゴンなどの二相流,過酷事故に現れる多相流を対象として研究を進めている。本報告は、これらの原子力機構で進められている熱水力研究の現状と今後の動向についてまとめたものである。

Thermal-hydraulics researches at JAEA are performed in many nuclear R&D areas that investigate fusion reactor, fast reactors (FR), high temperature gas cooled reactors (HTGR), and light water reactors (LWRs). These researches are composed of both experimental and analytical efforts. Experimental efforts cover from small-scale fundamental works to large-scale system-integrated tests. Analytical efforts cover both so-called one-dimensional system analysis codes and detailed three-dimensional CFD codes. The thermal-hydraulic phenomena dealt at JAEA cover both normal operation conditions and accident conditions including severe accidents in LWR and FR. The phenomena include single phase flow of water, supercritical water, helium and sodium, two-phase flow of steam-water or sodium-argon, and multi-phase flows encountered in severe accidents. In this paper, we will summarize current status and future directions of thermal-hydraulic researches at JAEA.

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