単相多次元熱流動解析コードCOMMIX-1A; 解説書

COMMIX-1A code descriptions

前川 勇*; 高橋 実; 村松 寿晴; 長谷川 安成*; 二ノ方 寿; 青木 忠雄

Maekawa, I.*; Takahashi, Minoru; Muramatsu, Toshiharu; not registered; Ninokata, Hisashi; Aoki, Tadao

COMMIX-1Aは、原子力プラント機器内の熱流動解折用に開発された単相多次元汎用コードである。当室は1983年、米国アルゴンヌ国立研究所より本コードを導入し、実験検証ならびに整備・改良を進めてきている。本報告書は、多次元熱流動解析手段として有力な本コードを、動燃内各部課室で容易に使用できることを目的として5月15日および16日に開催されたCOMMIX-1A講習会のテキストおよび配布資料をもとに、作成されたものである。本報告書は以下の内容より構成されている。(1)COMMIX―1Aの概要、(2)COMMIX-1Aの解析能力と範囲、(3)COMMIX-1Aの解析例、(4)主要入力データの概念と定義、(5)サンプル問題演習。以上の内容によって、COMMIX-1Aの全容および実際の使用方法の概略が説明されている。詳細使用方法を説明した「COMMIX-1A入力マニュアル」(PNC-TN952-84-08)とともに本報告書を参考とすることによって、COMMIX-1Aコードが、動燃内各所で、容易に使用可能となった。 今後本コードの整備・改良の都度、動燃内ユーザーに速報で通知するとともに、当室では、ユーザーの使用情報等を積極的に反映させて、信頼性の高い汎用コードに発展させる計画である。

COMMIX-1A is a single phase multi-dimensional analysis code for thermal-hydraulics within components of nuclear power plants. The code was introduced from the Argonne National Laboratory in the U.S. in 1983. It has been extensively used for sodium and water analysis and now its improvement and validation programs are under way at the Reactor Engineering Section of OEC/PNC. This report is written based on the materials distributed at COMMIX-1A Workshop, 15th and 16th in May, 1984 which offered PNC engineers the chance to use the code and to get familiarity with it for the solution of thermal hydraulic problems of their own fields. This report consists of the following contents: (1) outline of COMMIX-1A, (2) capability and limitation of the code, (3) usage experiances of the code, (4) main input data description and (5) sample problems.