沸騰水型原子炉の炉心核熱水力特性解析コードCOREBN-BWRの開発

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 沸騰水型原子炉の炉心核熱水力特性解析コードCOREBN-BWRの開発
• 著者・編者: 森本 裕一; 奥村 啓介
• 著者標目: 森本 裕一; 奥村 啓介
• 出版年月日等: 1992-05
• 出版年（W3CDTF）: 1992-05
• 並列タイトル等: Development of a BWR core burn-up calculation code COREBN-BWR
• タイトル（掲載誌）: JAERI-M 92-068
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 沸騰水型炉(BWR)の三次元核熱水力計算を可能とするため、炉心燃焼計算コードCOREBN-BWR及び燃料履歴管理コードHIST-BWRを開発した。BWR炉心では炉心内でボイドが発生し減速材密度が大きく変化するため、炉心性能評価には核計算と熱水力計算との結合が必須となる。本コードは、炉心燃焼計算コードCOREBN2に、(1)減速材ボイド率を考慮した巨視的断面積計算機能、(2)炉心内流量配分、減速材ボイド分布、熱的余裕計算機能、(3)Halingの原理に基づく炉心燃焼計算機能、(4)炉心、燃料の熱水力に関する情報の管理機能等を追加し、BWR炉心の燃焼解析を可能としたものである。本報告書は、改良にあたり採用した計算モデル、入力データの作成方法、計算の実行方法と入力例についてまとめたものである。
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-M-92-068.pdf/ comment：fulltext; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-92-068.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 沸騰水型炉(BWR)の三次元核熱水力計算を可能とするため、炉心燃焼計算コードCOREBN-BWR及び燃料履歴管理コードHIST-BWRを開発した。BWR炉心では炉心内でボイドが発生し減速材密度が大きく変化するため、炉心性能評価には核計算と熱水力計算との結合が必須となる。本コードは、炉心燃焼計算コード...