原子炉熱工学特論（Nuclear Reactor Thermal Hydraulics）[0003]

＜授業のねらい及び具体的な達成目標＞

原子炉をはじめとするエネルギーシステムにおける熱や流体の流れの力学について学ぶ。質量や運動量，エネルギーの保存則をあらわす基礎方程式の意味を理解し，簡単な機器を設計できる能力を身につける。このため，講義に加えて簡単な数値シミュレーション，机上実験を行う。

＜授業計画＞

・原子炉における発熱のしくみ
・熱機関としての原子炉
・熱エネルギーの輸送を伴う流れ
・過渡変化時のエネルギーバランス
・原子炉二相流解析手法

＜成績評価方法及び水準＞

出席状況、レポート点などを総合的に判断して成績評価する。

＜参考書＞

R.T.Lahey, Jr.and F.J.Moody, “The Thermal-Hydraulics of a Boiling Water Reactor, 2nd ed., American Nuclear Society (1993).
L.S.Tong and J.Weisman, “Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors, 3rd ed., American Nuclear Society (1996).
N.E.Todreas and M.S.Kazimi, “Nuclear Systems I-Thermal Hydraulic Fundamentals, Hemisphere Publishing (1989).
日本原子力学会熱流動部会編：「気液二相流の数値解析」，朝倉書店（1993）。
棚橋隆彦：「連続体の力学(２)」，理工図書（1986)。

このページの著作権は学校法人工学院大学が有しています。 Copyright(c)2007 Kogakuin University. All Rights Reserved.