原子力工学分野における混相流解析技術; 原子炉設計のための気液二相流解析技術の開発

Multiphase technology in nuclear engineering area; Development of two-phase flow analysis codes for reactor design

秋本 肇

Akimoto, Hajime

原子力工学分野における気液二相流解析技術に関して、最近の25年間を中心にレビューした。1980年代から1990年代には非常用炉心冷却系の有効性を実証するために多くの大規模実験が行われた。これらの試験結果は、RELAP5やTRACコードに代表されるいわゆる最適評価コードに集約化された。また、シビアアクシデント研究が行われ、事故緩和策の検討が進められた。近年の計算機性能の向上と相まって、1990年代から2000年代には、3次元解析やサブチャンネル解析のような詳細シミュレーション技術の開発が進められている。最後に、今後の課題と展望について短くまとめた。

Research and development activities for two-phase analysis codes for nuclear reactor design and safety analyses have been reviewed focusing in recent twenty five years. For reactor safety evaluation, large-scale tests were performed to confirm effectiveness of ECCS in 1980's and 1990's. These test results were succeeded to so-called best-estimate codes such as RELAP5, TRAC codes. Severe accident researches were performed in 1980's and 1990's and accident management methods were studied. Detailed simulation methods such as subchannel analysis, multi-dimensional analyses have been developed based on test results and computational technology enhancement in 1990's and 2000's. Future scope is summarized briefly.