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Zimin, V. G.; 浅香 英明; 安濃田 良成; 榎本 雅己*
9th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9) (CD-ROM), p.16 - 0, 1999/00
MOX燃料や高燃焼度燃料の導入に伴い、高精度な原子炉安全解析の必要性が高まっている。特に、BWR安定性や反応度事故時の燃料温度挙動を定量的に評価するための高性能な核熱水力解析コードの開発が求められている。このような要請に応えるために、3次元核熱水力解析コードTRAC/SKETCH(PWR版)を開発した。TRAC/SKETCHは、3次元熱水力解析コードTRAC-PF1(J-TRAC)と3次元動特性解析コードSKETCH-Nを並列計算用ソフトウェアPVM(Parallel Virtual Machine)で結合したものである。TRACK/SKETCHコードの性能評価を目的として、国際標準問題(OECD/NEACRPPWR)の解析を行った。この標準問題は、PWRの制御棒引抜事故で、3次元炉心の核熱水力数値計算を目的としたものである。解析では粗メッシュモデルを用いたが、解析結果は、参照値(PANTHERコードの解析結果)と良く一致した。これは、TRAC/SKETCHコードの高い予備精度による結果である。
奥村 啓介; 石黒 幸雄; 田中 健一*; C-J.Jeong*
JAERI-M 89-201, 150 Pages, 1989/12
第31回NEACRP会合において、第2回高転換軽水炉格子に関するベンチマーク計算が行われることが決定された。それは、高転換軽水炉格子解析上のデータ及び計算手法に内在する炉物理上の問題点を明らかにするとともに、連続エネルギー・モンテカルロコードを使用して、決定論的手法に基づくコードに対する参照解を与えることを目的としている。新しい問題には、PROTEUS-LWHCR実験に対する解析も追加されている。原研は、VIM(モンテカルロ法)とSRAC(衝突確率法)コード及びJENDL-2ライブラリーを使用してこれに参加した。本報告書には、これらすべての計算結果がまとめられている。また、ベンチマーク問題に関連した共鳴の取り扱い及び幾何形状モデルに関する補足検討結果も示される。