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研究室概要

 現在の原子炉熱設計では、炉心を実寸大で模擬した実規模試験データをもとに、炉心内熱流動現象を定義する数々の評価式を導出し、これを使って熱設計を行っ ています。この場合、試験装置の建設に多額の資金が必要になります。また、試験の実施には多くのマンパワーが必要ですし、試験データの取得には数年間を要 します。
 そこで、このような実規模試験を実施することなく、効率的な原子炉熱設計の実現を図ることを目的として、大型計算機との組み合わせによるシミュレーションを主体とした新しい原子炉熱設計手法の開発を行っています。
 手法の開発に当たり、従来は熱と流体をキーワードに挙げておりました。これに構造を追加して、熱−流体−構造が相互に影響を及ぼすような現象の解明と予測評価を実現するために、熱流体構造連成解析手法の開発を平成22年度より開始しました。






最新情報

山下 晋, 日本機械学会動力エネルギーシステム部門優秀講演表彰, "Development of Numerical Simulation Method for Relocation behavior of Molten Materials in Nuclear Reactors", 平成26年第22回原子力工学国際会議(ICONE22), (2014)

山下 晋, 最優秀発表賞, "原子炉内溶融燃料移行挙動数値解析手法の開発", 平成26年度日本原子力学会北関東支部若手研究者発表会, (2014)

永武 拓, 優秀発表賞, "炉心溶融現象のための粒子法解析手法に関する研究", 平成26年度日本原子力学会北関東支部若手研究者発表会, (2014)

L. Jiao, et al., Numerical Simulation of Bubbly Flow in a Vertical Pipe using TPFIT Code, Proc. ICONE21, (2013)

S. Yamashita, et al., Development of Numerical Simulation Method for Relocation Behavior of Molten Debris in Nuclear Reactors (1) Preliminary Analysis of Relocation of Molten Debris to Lower Plenum, Proc. ICONE21, (2013)

T. Nagatake, et al., Development of Numerical Method for Simulating Melting Behavior of Fuel Elements Based on Particle Method, Proc. ISTP-25, (2013)

H. Yoshida, et al., Numerical Simulation of Rising Bubbles Behavior under Acceleration Condition, Proc. ISTP-25, (2013)


活動予定・トピックス

平成20年度より、経済産業省の革新的実用原子力技術開発費補助事業「GIFの国際協力による超臨界圧水冷却炉(SCWR)の開発(フェーズJ)」に参加し、数値流体力学技術によってSCWR炉心内熱流動解析手法の開発を実施。詳しくは次を参照のこと。
http://www.iae.or.jp/KOUBO/innovation/theme/h20/H20_b3.html

科学技術振興機構、平成22年度原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ、戦略的原子力共同研究プログラム、「地震加速度付加時の気液二相流の詳細予測技術高度化に関する研究」、平成22年4月13日