先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,12; MVP/NASCAを用いたBWR全炉心核熱連成解析

Development of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system, 12; BWR whole core coupling calculations using MVP/NASCA

多田 健一   ; 近藤 諒一   ; 神谷 朋宏 ; 福田 貴斉 ; 小野 綾子 ; 長家 康展  ; 吉田 啓之  

Tada, Kenichi; Kondo, Ryoichi; Kamiya, Tomohiro; Fukuda, Takanari; Ono, Ayako; Nagaya, Yasunobu; Yoshida, Hiroyuki

原子力機構では、核熱連成シミュレーションの実現に向けて、マルチフィジックス用プラットフォームJAMPANの開発を行っている。前回の報告では、各集合体の入口流量調整機能など、MVP/NACAによるBWRの多集合体体系の解析に必要な機能を整備した。本発表では、これらの機能を用いてMVP/NASCAによる全炉心解析を実施した。解析体系は、OECD/NEAのPhase-3Cベンチマークを用いた99燃料集合体を並べた仮想的なBWR全炉心体系と、OECD/NEAのPeach Bottom2号機のタービントリップベンチマークに記載されている初装荷炉心の二通りである。本発表では、これらの全炉心核熱連成解析結果について報告する。

JAEA has developed the multi-physics platform JAMPAN. In the previous presentation, we implemented the flow rate calibration function to JAMPAN for the MVP/NASCA coupling calculation of the BWR multi-fuel assembly geometry. Using this function, we performed the whole core coupling calculation using MVP/NASCA. For the whole BWR calculations, we prepared two types of input files. One is the hypothetical whole core geometry consisting of a 99 fuel assembly obtained from the OECD/NEA Phase-3C benchmark. The other is the initial loading core of Peach Bottom unit 2 obtained from the OECD/NEA Peach Bottom turbine trip benchmark. We will show the results of both whole-core BWR coupling calculations in the present presentation.