JAMPANを用いたBWR単一燃料集合体に対する核熱連成シミュレーション

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

神谷 朋宏 

Kamiya, Tomohiro

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 Advances Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN)の開発を行ってきた。今回の発表では、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、BWR条件下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を実施した結果について報告する。また、MVP/JUPITER間のデータの授受方法およびシミュレーション結果について説明する。

We have developed the JAEA Advances Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems (JAMPAN) to realize high-fidelity neutronics/thermal-hydraulics coupling simulations. We performed MVP/JUPITER coupling simulation for a single BWR fuel assembly in order to confirm that the neutronics/thermal-hydraulics coupling through JAMPAN is feasible. This presentation explains how to send and receive data between MVP and JUPITER through JAMPAN and simulation results.