[2F_PL02] Current Evalution Method of CHF in Light Water Reactor
CHF Correlations
原子力発電所の燃料における限界熱流束は、熱水力設計限界値の一つであり、現在は実際の燃料を模擬した大規模試験などで評価されているが、試験依存性を軽減するため、数値シミュレーションなどに基づく機構論的なアプローチによる予測が期待されているものの未だ実現していない。本セッションでは、機構論的な限界熱流束評価に向けて知見の整理を目的として熱流動部会及び計算科学技術部会の協力の下に設立された「原子炉における機構論的限界熱流束評価手法」研究専門委員会の概要、原子炉設計における評価の現状、及び限界熱流束の機構論的評価に向けた取り組みや課題について、次世代を担う若手研究者により紹介する。