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高速炉設計最適化統合プラットフォームを用いた核-熱連成解析手法の開発

Development of neutronics and thermal-hydraulics coupled analysis method on platform for design optimization in fast reactor

堂田 哲広; 浜瀬 枝里菜; 横山 賢治; 田中 正暁

Doda, Norihiro; Hamase, Erina; Yokoyama, Kenji; Tanaka, Masaaki

高速炉の設計を最適化するため、3次元核特性コード(MARBLE)とプラント動特性解析コード(Super-COPD)をPythonプログラミングによってプラットフォーム上で連成させ、炉心の中性子束分布の時間変化を考慮できる核-熱流動連成解析手法を開発した。本稿では、解析コードの連成方法、実プラントの仮想事故解析への適用結果、今後の展開について概説した。

With the aim of advancing the design optimization in fast reactors, neutronics and thermal-hydraulics coupled analysis method which can consider the temporal change of neutron flux distribution in the core has been developed. A three-dimensional neutronics analysis code and a plant dynamics analysis code are coupled on a platform using Python programing. In this report, outlines of the coupling method of analysis codes, the results of its application to the actual plant under a virtual accidental condition, and the future development is described.

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