高压熱流動実驗ループ用いて軽水炉炉心熱伝達実験開始

摘要

日本原子力研究開発機構安全研究センターは、新規制基準で要求される厳しい熱水力条件における炉心冷却性能に関し、その解析手法や熱水力現象のメカニズム解明を目的として製作した「高圧熱流動実験ループ」(HIDRA)を用いて新たな実験を開始した。