安全性を強化した次世代の原子炉システムの開発
過酷事故を起こさない受動的安全システムの開発
原子炉が安全設計の想定を超える事故を起こした際に、外部からの動力や操作に依存せず、自然現象を利用した仕組みによって原子炉を停止し、原子炉が損傷するような過酷事故を防止する先進的な受動的炉停止システムの工学的な成立性を検討します。
IVRに関わる熱流動現象の解明と機構論的モデルの開発
過酷事故で原子炉が損傷した際に、放射性物質である炉心物質を原子炉圧力容器内に保持（IVR: In-Vessel Retention）する冷却システムを実現するため、冷却性能に関わる限界熱流束の支配機構を実験的に解明し、物理モデルを構築すると共に、CFDコードを用いて複雑な流動現象を理解します。合わせて計測技術の開発も実施します。
原子炉の過酷事故における熱流動現象の解明
多成分多相流現象の数値シミュレーション技術の開発
過酷事故時に相変化を伴いながら固相・気相・液相が混合して流れる複雑な熱流動現象を解明するため、流れを仮想的な粒子の集まりで表現する「粒子法」と呼ばれる最新の次世代CFD技術を駆使した解析手法を開発し、事故時の多成分多相流現象の解明に挑戦します。
ソースタームを伴うエアロゾルの移行挙動に関する研究
過酷事故に発生するセシウム等の放射性物質（ソースターム）の環境中への移行挙動を評価するため、原子炉格納容器の貫通部や破損個所からリークするエアロゾル挙動を明らかにするための実験的研究を行い、物理モデルを構築すると共に、CFDコードを用いてその移行挙動を評価します。
過酷事故時の損傷炉心及びソースターム挙動の解明
過酷事故時に損傷した炉心内に残存したデブリ状堆積物燃料の冷却性を解明するため、内部発熱を伴う粒子充填層内の対流熱伝達実験を行い、原子炉安全解析コードの高度化に反映します。また、損傷炉心から放出されるソースタームの炉内移行挙動を解析するための物理モデルを開発します。