講演・口頭発表等

BWR用8$\times$8単一集合体体系における沸騰シミュレーション

事故耐性燃料開発に関するワークショップ
  • 神谷 朋宏
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  • 小野 綾子
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  • 永武 拓
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  • 多田 健一
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  • 近藤 諒一
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  • 長家 康展
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  • 吉田 啓之

開催年月日
2023年12月
記述言語
日本語
会議種別
開催地
東京
国・地域
日本

原子力機構では、炉心設計コードの参照解の取得を目的とし、マルチフィジックスプラットフォームJAMPAN (JAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems)上で、核計算モンテカルロコードMVPと多相多成分詳細熱流動解析コードJUPITERを結合させることで、詳細かつ忠実な核熱連成解析の実現を目指している。BWRを対象とした場合、熱流動解析コードには燃料棒表面での沸騰を考慮することが求められる。そこで、温度回復法を用いて沸騰を考慮し、8$\times$8 STEP-II単一燃料集合体体系の熱流動解析を行った。

リンク情報
URL
https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?5079803