熱流動

概要

規制活動に必要な基盤技術である熱流動分野では、軽水炉の事故時（炉心損傷前）の冷却材、燃料等の状態を把握するため、解析と実験の両面から精度良く評価することを目指して研究をしています。
例えば、水・蒸気からなる気液二相流の挙動を計算する解析コードの妥当性を示すために、実験の模擬解析、解析コードの評価モデルの高度化、軽水炉の安全性の指標値を評価する解析手法等について研究しています。また、知見が不十分な重要現象については、熱流動実験を行い、現象の把握やモデルの高度化に関する研究を実施します。

安全研究プロジェクト

実施中のプロジェクト

現在、熱流動に関する実施中のプロジェクトはありません。

終了したプロジェクト

原子力プラントの熱流動最適評価に関する安全研究（令和元年度～令和4年度）
国産システム解析コードの開発（平成24年度～平成30年度）【PDF：12MB】
事故時等の熱流動評価に係る実験的研究（平成24年度～平成30年度）【PDF：12MB】
（安全研究成果報告へのリンク）
詳細解析手法の導入に向けた熱流動・核特性安全解析手法の整備（Phase-2）（平成25年度～平成29年度）【PDF：3MB】
（安全研究成果報告へのリンク）
使用済燃料プールの規制課題に関する安全研究（Phase 1）（平成24年度～平成29年度）【PDF：3MB】
（安全研究成果報告へのリンク）
多重故障事象の影響評価に関する研究（平成25年度～平成28年度）（国立国会図書館インターネット資料収集保存事業(Warp)へリンク）【PDF：2MB】
（安全研究成果報告へのリンク）

研究成果

NRA技術報告

NRA技術ノート

NTEN-2023-1002　PWR サンプスクリーン及びBWR ECCS ストレーナの下流側影響に関する米国規制活動の調査【追補】（国内規制対応について）【PDF：268KB】
初版に追補の内容を追記したバージョンは以下です。
PWR サンプスクリーン及びBWR ECCS ストレーナの下流側影響に関する米国規制活動の調査【完本版】【PDF：1.7MB】

NTEN-2022-1001　PWRサンプスクリーン及びBWR ECCSストレーナの下流側影響に関する米国規制活動の調査【PDF：1.7MB】

学術論文

Sekine, M., Furuya, M., “Development of measurement method for temperature and velocity field with optical fiber sensor”, Sensors, Vol. 23, Issue 3, 1627, 2023.
Kaneko, J., Satou, A., Sekine, M., Masuhara, Y., “Validation of Mechanistic Dryout and Rewetting Model Based on the Three-Field Model with Single-Tube Experiments”, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol.58, No.8, pp.918-932, 2021.
金子順一、塚本直史、「原子炉システム解析コードAMAGIの解析機能と開発状況」、日本原子力学会和文論文誌、Vol.19、No.3、pp.163-177、令和2年
Tsukamoto, N., "Study on modeling of spray cooling for spent fuel pool accidents", Journal of Nuclear Science and Technology, Vol.56, No.11, pp.945-952, 2019.

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

国際会議プロシーディング

Kaneko, J., Sekine, M., “SIMULATION OF THE OECD/NEA RBHT REFLOOD OPEN BENCHMARK TEST USING TRACE AND COBRA-TF”, Proceedings of the 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics （NURETH-19）, 2022.
Eguchi, H., Uehara, H., Ono, H., “DEVELOPMENT OF TRACE/FRAPTRAN-NRA COUPLED CODE AND INCORPORATION OF FFRD MODELS FOR LOCA ANALYSIS”, Proceedings of the 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics （NURETH19）, 2022.
Sekine, M., Kaneko, J., Takeda, T., “RELAP5 code analyses of PKL-4 project test on PWR multiple steam generator tube rupture accident with recovery actions”, Proceedings of the 28th International Conference on Nuclear Engineering （ICONE28）, 2021.
Martin, J., Tsukamoto, N., "An analytical model of plume/droplet interactions for the assessment of spent-fuel-pool spray cooling effectiveness", Proceeding of the 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics （NURETH18）, 2019.

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

学会発表等

関根将史、古谷正裕、「加熱源出力が水プール内の温度成層化過程に与える影響」、日本機械学会2022年度年次大会、S081-10、令和4年
永瀬文久、「新型燃料の導入に向けた道筋/安全評価技術の継続的向上の視点から（3）新型燃料に関する規制対応上の技術的課題」、日本原子力学会2022年秋の大会、令和4年
金子順一、塚本直史、「原子炉システム解析コードの開発（3）ボイド率測定試験に基づく妥当性確認」、日本原子力学会2021年春の大会、令和3年
小西秀雄、江口裕、関根将史、｢GOTHICコードによるBWR事故時の圧力抑制室挙動解析｣、日本原子力学会2020年春の年会、令和2年
増原康博、関根将史、金子順一、｢機構論的な沸騰遷移相関モデルの開発（その1）｣、日本原子力学会2020年春の年会、令和2年
関根将史、増原康博、金子順一、｢機構論的な沸騰遷移相関モデルの開発（その2）｣、日本原子力学会2020年春の年会、令和2年
江口裕、藤岡一治、小野寛、上原宏明、｢TRACE/FRAPTRAN結合コードによるハルデンLOCA実験解析｣、日本原子力学会2020年春の年会、令和2年

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

受賞

令和5年03月28日: 第55回日本原子力学会賞（技術賞）受賞

その他

委託成果報告書

（平成30年度以前に公表されたものは準備中）

共同研究成果報告書

原子炉施設のプール内の温度成層化機構に関する研究【PDF：328KB】