原子炉熱流動シミュレーションへの期待

Expectation to simulations on thermal-hydraulics of nuclear reactors

高瀬 和之

Takase, Kazuyuki

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て軽水炉内の複雑な二相流挙動を直接的に解析する手法の開発が行われている。ここで、「直接的に解析する」ということは、物理現象に基づいて構築した数理モデルだけを使用し、試験データや二相流特有の経験則から導いた相関式等を極力使用しないことを意味する。このような機構論的な解析手法を原子炉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る。一方、福島第一原子力発電所事故を受けて、シビアアクシデント時の原子炉内熱流動現象の詳細を数値的に明らかにする研究が始められている。シビアアクシデントによって溶融した核燃料が事象の進展に伴って下方へと移行する現象を正確に予測することで、原子炉容器下部に蓄積される溶融核燃料の位置の特定が容易になり、効率的な廃炉技術を確立が期待できる。このような観点から、機構論的原子炉熱流動シミュレーションの現状と課題並びにアドバンスソフトへの期待について述べる。

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