先進的核熱連成シミュレーションシステムの開発,14; MVP/NASCA/FEMAXIを用いたBWR単一集合体体系での核熱燃料ふるまい連成解

Development of advanced neutronics/thermal-hydraulics coupling simulation system,14; BWR single assembly coupling calculations using MVP/NASCA/FEMAXI

多田 健一   

Tada, Kenichi

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。これまでの報告では、核計算コードと熱流動計算コードを連成した核熱連成計算について説明してきた。本報告では、この核熱連成計算に、さらに燃料ふるまいシミュレーションツールFEMAXI-8を連成させたBWR単一集合体の核熱燃料ふるまい連成解析について報告する。FEMAXI-8を用いて燃料棒内のギャップ等を考慮した詳細な燃料温度分布と燃料棒表面からの熱流束を解析し、その結果を核計算及び熱流動計算に反映させた。解析に用いたBWR集合体は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5種類の燃料集合体である。これらのBWR単一集合体体系を対象に、FEMAXI-8を連成させた場合とさせていない場合での連成計算の結果を比較した。

JAEA has developed the multi-physics platform JAMPAN. In the previous presentation, we focused on the coupling of the neutronics and thermal-hydraulics calculations. In this presentation, we show the BWR single assembly coupling calculations results using the neutornics, thermal-hydraulics, and fuel performance calculations. FEMAXI-8 was used for the fuel performance calculation. FEMAXI-8 calculates the temperature distribution in the fuel rod including the fuel gap and surface heat flux for the neutronics and thermal-hydraulics calculations. We compare BWR single assembly coupling calculation results with and without FEMAXI-8. The BWR fuel assemblies from the OECD/NEA Peach Bottom turbine trip benchmark were used for these calculations.