炉心冷却性能の評価

高圧熱流動実験ループ（HIDRA：ハイドラ）による軽水炉炉心熱伝達実験の開始

過酷な熱水力条件での炉心冷却性能を実験的に確認する 2019-05-31 日本原子力研究開発機構発表のポイント】原子炉の重大事故※1の影響を評価するためには、事故時に生じる複雑な物理現象とその影響について理解する必要があり、炉内の熱や...

2019-06-01

2000原子力放射線一般2001原子炉システムの設計及び建設2002原子炉システムの運転及び保守