原子炉設計における燃料の限界熱流束評価は、炉心の熱的余裕を評価する上で最も重要な項目の一つである。燃料の限界熱流束は燃料集合体構造等に大きく依存するため、実機の燃料形状及び運転条件を模擬した大規模試験により関連データを取得している。しかしながら、そのような試験は多大な費用と期間を必要とし、試験実施可能な国内外の主要施設が限定的であることなどから、大規模試験に依存しない限界熱流束評価のための技術開発が望まれている。「原子炉における機構論的限界熱流束評価技術」研究専門委員会においては、近年の計算機性能の飛躍的向上、数値解析技術や計測技術の進展を受け、限界熱流束の機構論的評価に向けた調査、課題抽出を行っている。本報告では、二相流モデルを用いたシミュレーションの概要,現状,課題について紹介する。
no abstracts in English
使用言語 |
: | Japanese |
|---|---|---|
掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | |
号 |
: | |
ページ数 |
: | |
発行年月 |
: | |
発表会議名 |
: | |
開催年月 |
: | 2021/03 |
開催都市 |
: | 東京(online) |
開催国 |
: | 日本 |
キーワード |
: | Critical Heat Flux; Nuclear Reactor; Mechanistic Evaluation; Two-fluid Model |
論文URL |
: |
|
|---|---|---|
論文解説記事 |
: |
Access |
: |
- Accesses |
|---|---|---|
Altmetrics |
: |
[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.
被引用回数：