Neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation using JAMPAN in a single BWR assembly

JAMPANを用いたBWR条件での単一燃料集合体に対する核熱連成シミュレーション

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

原子力機構では、高忠実な核熱連成シミュレーションを実現するためにJAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN)の開発を行っている。今回は、JAMPANを用いたMVP/JUPITER連成シミュレーションの実現可能性を確認するため、単一のBWR燃料集合体に対する核熱連成シミュレーションを実施した。核熱連成シミュレーションの結果、ボイド率とそれに対応する燃料棒の発熱量分布について定性的に妥当であることを確認した。

JAEA has developed the JAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN) to realize high-fidelity neutronics/thermal-hydraulics coupling simulations. We performed a neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation for a single BWR fuel assembly in order to confirm that the MVP/JUPITER coupling through JAMPAN is feasible. As a result, we confirmed that the void fraction and the corresponding change in the heat generation distribution are reasonable qualitatively.