日本原子力学会

最新知見を適宜反映して原子炉の安全評価に適用できる原子炉システム解析コードAMAGI（Advanced Multi-fluid Analysis code for Generation of thermal-hydraulic Information）の開発を進めている。本研究では、AMAGIにおいて界面せん断力モデル、壁面熱伝達モデル等のボイド率評価に影響するモデルの妥当性を確認することを目的として、種々のボイド率測定試験を対象に熱流動解析を実施した。