2018 Fall Meeting

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Oral presentation

III. Fission Energy Engineering » 301-1 Reactor Physics, Utilization of Nuclear Data, Criticality Safety

[2M10-15] Code Development and Varidation

Thu. Sep 6, 2018 2:45 PM - 4:25 PM Room M (E11 -E Building)

Chair:Yasushi Nauchi(CRIEPI)

2:45 PM - 3:00 PM

[2M10] Neutronics thermal-hydraulics coupling code system based on CFD and Monte-Carlo methods

(1) Overview of code system

*Rei Kimura1, Takayuki Sako1 (1. Toshiba Energy Systems & Solutions)

Keywords:Multi Physics, Small Reactor, Calculation Code, Coupling Analysis

超小型炉などではその炉心の小ささから局所的な挙動全体の炉心特性に与える影響が大型炉に比べて大きいと考えられる.特に局所的な減速材温度・密度変化や燃料温度変化による反応度フィードバック,出力分布変化などが影響を受けると予想される.本研究ではこれらを一貫して解析するためのコードシステムとしてMVPとANSYS FLUENTを結合させた核熱水力連成解析コードシステムの開発に着手した.本発表ではコード開発の目的や動作確認について報告する.