先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,1; 核熱連成シミュレーションシステムの概要

Development of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system, 1; Outline of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system

川西 智弘; 長家 康展  ; 吉田 啓之  ; 秋江 拓志  ; 多田 健一   ; 小野 綾子 

Kawanishi, Tomohiro; Nagaya, Yasunobu; Yoshida, Hiroyuki; Akie, Hiroshi; Tada, Kenichi; Ono, Ayako

日本原子力研究開発機構では、軽水炉設計の高度化、安全性の向上を目的として、先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発を開始した。本シミュレーションシステムにおいては、核計算コードとして連続エネルギー中性子輸送計算モンテカルロコードMVPを、熱流動計算コードとして、詳細二相流解析コードTPFITあるいは3次元多相多成分熱流動解析コードJUPITERを用いることで、気泡などの移動に伴う3次元かつ非定常なボイド率の変化を考慮した上で、高精度な中性子輸送計算を可能とする。これにより、これまで明らかとなっていない、微小な時空間的なボイド率の変動による炉出力への影響が明らかとなるとともに、現在の核熱連成シミュレーションに関しての参照解の提供が期待できる。本報告では、開発中のシステムの概要や開発状況について報告する。

JAEA has started to develop the advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system for improvement of the light water reactor analysis and safety. This simulation system uses a continuous energy Monte Carlo calculation code MVP and CFD calculation code TPFIT and JUPITER. The advanced system can treat rigorous bubble shape and it does not adopt the approximate expression and empirical formula. The advanced system will be a reference system for the current neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system. In this presentation, we show the outline of the advanced system.