[2E_PL] シビアアクシデント解析・実験の最新技術動向

[2E_PL02] 福島第一原子力発電所における原子炉圧力容器破損メカニズムの解明に向けた取り組み

*間所 寛¹ (1. JAEA)

原子炉過酷事故(SA)の際に発生する現象や事故の進展評価の重要性は、福島第一原子力発電所(1F)の事故を受け増している。SAでは様々な物理現象が重畳し影響を与え合うこと、その多くが高温・高圧条件であり現象の時間スケールも広範囲に渡ることから実験による現象の把握は難しく、これらの評価に対して機構論的な数値解析技術の高度化への期待は大きい。本企画セッションでは最先端の数値解析技術、妥当性評価のための実験およびSA解析に関する国際的な取り組みに焦点を当て、次世代SA解析技術の在り方、研究開発の進め方について議論する。