モジュラー型炉心解析コードシステムMOSRAの開発

Development of modular reactor analysis code system MOSRA

奥村 啓介 ; 久語 輝彦 ; 中野 佳洋 ; 長家 康展  ; 小嶋 健介; 千葉 豪; 岡嶋 成晃  

Okumura, Keisuke; Kugo, Teruhiko; Nakano, Yoshihiro; Nagaya, Yasunobu; Kojima, Kensuke; Chiba, Go; Okajima, Shigeaki

多様な原子炉の核特性解析に適用するため、拡張性と保守性に優れたモジュラー構成の炉心解析コードシステムMOSRAを開発した。MOSRAのモジュールを使用して、多次元核熱結合炉心燃焼計算,多次元輸送・拡散計算,3次元感度解析計算などの広範囲な解析が可能となった。

The modular reactor analysis code system MOSRA was developed to apply it to nuclear calculation of various reactors. Since the system consists of several simple modules, MOSRA has good extendibility and maintainability. By using appropriate modules of MOSRA, the following wide analyses became possible: multi-dimensional thermal-hydraulic coupling core burn-up calculation, multi-dimensional transport or diffusion calculation, sensitivity analysis of three-dimensional core, and so on.