原子炉熱流動シミュレーション

Thermal-hydraulic simulation in nuclear reactors

高瀬 和之; 吉田 啓之  

Takase, Kazuyuki; Yoshida, Hiroyuki

計算機性能の飛躍的な発展とともに、スーパーコンピュータを利用した物理現象の解明が可能になってきている。原子力の分野でも、物理現象に基づいて構築した数理モデルだけを使用し、実験データや二相流特有の経験則から求めた構成式等を極力使用しないで、シミュレーションを主体とした機構論的な熱設計手法の開発が行われている。このようなDesign by Analysisの概念を原子炉熱設計に反映することによって、開発期間の短縮や大幅なコストダウンが期待でき、効率的な新型炉開発の実現が可能になる。また、実験的検証が容易ではない二相流熱流動現象を正確に把握できるため、炉心成立性評価における予測精度を従来よりも大幅に向上できる可能性がある。本書では、軽水炉を対象にして、原子炉内で起こる二相流現象を大規模シミュレーションによって予測評価した結果について述べる。

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