先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,11; 燃料バンドル体系に対するJAMPANを用いたMVP/JUPITER連成シミュレーション

Development of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system, 11; MVP/JUPITER coupling simulation using JAMPAN for fuel bundle

神谷 朋宏 ; 永武 拓 ; 小野 綾子 ; 多田 健一   ; 近藤 諒一   ; 長家 康展  ; 吉田 啓之  

Kamiya, Tomohiro; Nagatake, Taku; Ono, Ayako; Tada, Kenichi; Kondo, Ryoichi; Nagaya, Yasunobu; Yoshida, Hiroyuki

JAEAでは、軽水炉設計の高度化と安全性の向上を目的として、マルチフィジックスシミュレーション用プラットフォームJAMPANの開発、核計算コードの改良、熱流動計算コードの改良と妥当性確認を実施している。今回、JAMPANに核計算コードMVPと熱流動計算コードJUPITERを連成させる機能を実装し、その機能を検証した。検証のため、燃料バンドル体系を対象とし、BWRの通常運転条件での核熱連成シミュレーションを行った。本発表では、JAMPANを介したMVP/JUPITER間のデータの授受法を概説し、MVP/JUPITERを用いた核熱連成シミュレーション結果について報告する。

JAEA has developed a platform JAMPAN for multi-physics simulations, has improved a neutronics analysis code, and has improved and validated thermal-hydraulics analysis codes to improve the design and the safety of light water reactors. The objective is implementing the coupling modules between the neutronics code MVP and the thermal-hydraulics code JUPITER, and verifying the modules. A fuel bundle geometry under a normal operation condition of a BWR was used for the neutronics and thermal-hydraulics coupling simulation to verify the modules. In this presentation, we will explain how to send and receive data between MVP and JUPITER through JAMPAN and show the results of the neutronics/thermal-hydraulics coupling simulations using MVP and JUPITER.