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鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 天谷 政樹
JAEA-Data/Code 2013-014, 382 Pages, 2014/03
JAEA-Data-Code-2013-014.pdf:16.36MB
FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードの最新バージョンとして、ソースコードの整備及び解読の効率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張を容易にした。また、新しいモデルを追加するとともに、ユーザーの使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。本報告は、FEMAXI-7の設計、基本理論と構造、モデルと数値解法、改良と拡張、採用した物性値等を詳述した最初の報告書JAEA-Data/Code 2010-035の改訂版である。その後3年を経て、モデルに関する説明の追加・整理を行い、改訂版とした。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久
JAEA-Data/Code 2013-009, 306 Pages, 2013/10
JAEA-Data-Code-2013-009.pdf:5.73MB
FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。このモデルと内部構造、機能の詳細に関する文書は別のJAEA-Data/Codeとして刊行される。本マニュアルは、これと対をなすもので、FEMAXI-7及び関連コードのファイルの内容、入出力の方法、サンプル入出力、ソースの修正方法、サブルーチン構造、内部変数などについて詳述し、FEMAXI-7による燃料解析の具体的方法を説明したものである。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久
JAEA-Data/Code 2013-005, 382 Pages, 2013/07
JAEA-Data-Code-2013-005.pdf:6.4MB
FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、ソースコードの整備及び解読の効率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張を容易にした。また、新しいモデルを追加するとともに、ユーザーの使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。これらによりFEMAXI-7は高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析に対する強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-7の設計、基本理論と構造、モデルと数値解法、改良と拡張、採用した物性値等を詳述したものである。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久
JAEA-Data/Code 2012-012, 374 Pages, 2012/07
JAEA-Data-Code-2012-012.pdf:5.39MB
JAEA-Data-Code-2012-012-appendix(CD-ROM).zip:0.08MB
FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。このモデルと内部構造,機能の詳細は、既にJAEA-Data/Code 2010-035として刊行されている。本マニュアルは、これと対をなすもので、FEMAXI-7及び関連コードの扱い方,入出力の方法,ソースの修正方法,サブルーチンモジュール,内部変数などについて詳述し、FEMAXI-7による燃料解析の具体的方法を説明したものである。なお、JAEA-Data/Code 2010-035の修正部分も記述した。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊
JAEA-Data/Code 2010-035, 361 Pages, 2011/03
JAEA-Data-Code-2010-035.pdf:4.25MB
FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、ソースコードのメンテナンス・整備の能率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張に対する潜在的可能性を高めた。また、新しいモデルを追加するとともに、使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。これらによりFEMAXI-7は高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析に対する強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-7の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値等を詳述したものである。
勅使河原 誠; 原田 正英; 斎藤 滋; 及川 健一; 前川 藤夫; 二川 正敏; 菊地 賢司; 加藤 崇; 池田 裕二郎; 直江 崇*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 356(1-3), p.300 - 307, 2006/09
被引用回数：9 パーセンタイル：53.38(Materials Science, Multidisciplinary)現在、J-PARCで建設が進められている核破砕中性子源において、パルス特性を向上させるために熱中性子吸収材としてAg-In-Cd合金が採用された。一方、熱除去及び冷却水による浸食の観点からAg-In-Cd合金をAl合金(Al5083)で被覆する必要があり、Ag-In-Cd合金とAl5083と接合に関する開発が急務になった。そこで、HIP(熱間等方圧延)を用いてAl5083と3元系Ag-In-Cd合金との接合に関する試験を行った。小試験片(
20mm)において良い接合条件が見つかり、接合領域にAlAg
生成による硬い相の形成が見られるものの、必要とされる機械的強度(20MPa)より大きい結果が得られた。実機を模擬した大型試験片(200
20030mm
)においても、接合が成功し、小試験片と比較して機械的強度が多少落ちるが必要とする強度を満足した結果が得られた。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(9), p.1097 - 1104, 2006/09
被引用回数：7 パーセンタイル：46.04(Nuclear Science & Technology)RANNSコードは反応度事故条件における燃料棒ふるまいを解析する。このコードは二種の力学モデルを持つ。一つは、燃料棒の各々の軸方向セグメント長における一次元変形モデルである。もう一つは、新開発の、一ペレット長における局所変形の二次元モデルである。NSRRにおける反応度事故を模擬した、高燃焼度PWR 燃料棒実験OI-10の解析を行い、被覆管変形について計算と実測で比較した。事故直前の燃料状態は燃料解析コードFEMAXI-6によって予測された。RANNSの二次元モデルの計算において、PCMIにおける被覆管のリッジ部の間の塑性歪み増加が計算と実測で比較検討され、局所的な不均一歪みに起因する応力の変動がクラック成長に与える影響を考察した。
鈴木 元衛; 更田 豊志; 斎藤 裕明*
Nuclear Technology, 155(3), p.282 - 292, 2006/09
被引用回数：16 パーセンタイル：72.85(Nuclear Science & Technology)NSRRにおいて行われた高燃焼度PWR燃料棒(OI-10とOI-11)の反応度事故模擬実験の実験解析をRANNSコードにより行った。燃料棒の事故初期条件はFEMAXI-6コードによりPWR中の照射履歴に沿った計算により解析され、結果がRANNSに与えられた。RANNSによる解析は、初期条件,パルス入力,冷却材温度などに基づいて行われ、ペレットスタック及び被覆管の温度,応力歪み分布,それらの相互作用がPCMIの見地から分析され、実験と比較された。OI-10では計算された被覆管永久歪みはPIEデータとほぼ一致したが、被覆管の局所的に大きな歪みが指摘された。OI-11では、被覆管のクラック発生から破断までの過程が被覆管の塑性歪み発生により説明された。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
JAEA-Data/Code 2005-003, 415 Pages, 2006/02
JAEA-Data-Code-2005-003.pdf:17.01MB
FEMAXI-6は、軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-Vに対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、熱的解析と力学解析の完全連成化を実施し、高燃焼度燃料における被覆管とペレットの間のギャップサイズやペレット被覆管相互作用などの正確な予測を可能にした。またペレット被覆管ボンディングモデル,FPガスバブルスエリングモデルを導入し、詳細な燃焼計算コードとの連係機能の強化を図った。さらに多くの物性値やパラメータを追加したので、高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析にたいする強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-6の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値,モデルの修正方法などを詳述したものである。同時に、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 更田 豊志
Nuclear Engineering and Design, 236(2), p.128 - 139, 2006/01
被引用回数：8 パーセンタイル：49.58(Nuclear Science & Technology)RIA条件での燃料ふるまいを解析するコードRANNSを開発した。このコードは1本の燃料棒の熱解析とFEM力学解析を行い、温度分布,PCMI接触力,応力歪み分布とそれらの相互作用を計算する。RANNSによる解析はFEMAXI-6の解析による事故直前状態から始める。高燃焼度BWR燃料を用いたFK-10とFK12実験の解析を行い、PCMI過程を詳細に分析した。その結果、ペレットの熱膨張は被覆管の変形を支配し、被覆管は二軸応力状態におかれること,被覆管の熱膨張は内側領域の応力を外側領域より大きく低下させることが明らかとなった。また幅の広いパルスを照射したシミュレーション計算を行い、被覆管の周方向応力値を実験に基づく推定値と比較検討した。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 更田 豊志
Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.579 - 601, 2005/10
RANNSコードは反応度事故条件における1本の燃料棒ふるまいを解析する。このコードは二種の力学モデルを持つ。軸方向セグメント全長に対する一次元モデルと、新開発の、ペレット1個長に対する局所変形モデルである。NSRR実験OI-10及びOI-11の解析を行い、被覆管の変形をこの二モデルとPIEデータとの間で比較した。FEMAXI-6で解析したパルス照射前の燃料状態に基づき、RANNSによりパルス実験における変形を計算した。二次元モデルにより、被覆管の塑性歪みの局所的な不均一やそれに伴う応力の差を計算し、PIEデータと比較し、応力の差の影響を検討した。
勅使河原 誠; 原田 正英; 斎藤 滋; 菊地 賢司; 粉川 広行; 池田 裕二郎; 川合 將義*; 栗下 裕明*; 小無 健司*
Journal of Nuclear Materials, 343(1-3), p.154 - 162, 2005/08
被引用回数：10 パーセンタイル：56.74(Materials Science, Multidisciplinary)大強度陽子加速器計画(J-PARC)では物質・生命科学施設として核破砕中性子源の建設が進められている。早い時間減衰を持ったパルス中性子ビームを得るため、非結合型及びポイゾン型減速材を用いる。これらの減速材はデカップラと呼ぶ熱中性子吸収材を用いる。炭化硼素(B4C)が多く用いられてきた。しかしながら、MWクラスの中性子源では(n,
)反応のHe生成を起因とするスウェリングのため使用が困難である。そこで、B4Cに似た特性を有するヘリウム生成を伴わない共鳴吸収型の材料としてAg-In-Cd系の合金に着目した。この合金をCdの焼損の観点からAg-Cd及びAg-In合金の2枚に分割する。熱除去及びコロージョンの観点から減速材の構造材であるアルミ合金(A6061-T6)と密着される必要がある。そのため、Ag-In, Ag-Cd合金とアルミ合金とに十分な接合を得ることを目的として、熱間等方加圧接合(HIP)を用いて接合試験を行った。温度: 803K、圧力: 100MPa、保持時間: 1時間で十分な接合が得られた。特に、Ag-In板をAg-Cd板で挟み、それをアルミ合金で被覆した条件がより良い接合となった。拡散層部には非常に硬い層が観測されたが、接合部の破断応力は設計応力の20MPaを越える値であった。
鈴木 元衛; 草ヶ谷 和幸*; 斎藤 裕明*; 更田 豊志
Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.417 - 424, 2004/12
被引用回数：5 パーセンタイル：35.25(Materials Science, Multidisciplinary)燃料解析コードFEMAXI-6により、ハルデン炉でのリフトオフ実験を、測定された詳細な試験条件を用いて解析した。燃料棒内部の過圧による被覆管のクリープアウトの影響を分析するために、二種の仮定に基づいて計算した燃料中心温度が実測値と比較した。仮定(1)は、過圧による被覆管のクリープアウト期間中、ペレット-被覆管のボンディング層を通した高い熱伝達が維持される仮定、仮定(2)は、被覆管のクリープアウトによってボンディング層が破壊される仮定である。実測された中心温度上昇は、仮定(1)の計算結果より数十度高いが、この差は仮定(2)に基づく計算結果よりはるかに小さい。したがって、実測された中心温度上昇は、被覆管のクリープアウトにより引き起こされたペレット片の不規則な再リロケーションなどによる実効的熱伝達低下に起因すると考えることが適当である。
鈴木 元衛; 上塚 寛; 斎藤 裕明*
Nuclear Engineering and Design, 229(1), p.1 - 14, 2004/04
被引用回数：19 パーセンタイル：75.21(Nuclear Science & Technology)高燃焼BWR燃料棒における燃料スエリングによる被覆管への機械的負荷を燃料ふるまいコードFEMAXI-6によって解析した。このコードは有限要素法をもちいて軽水炉燃料の通常運転及び過渡(事故ではなく)条件における燃料ふるまいを解析するために開発された。高燃焼度燃料の出力ランプにおいては、即発的なペレットスエリングは定常速度のスエリングモデルから予測されるレベルを有意なほど超え、被覆管に周方向の大きな歪みを与えることがある。この現象をFPガスバブル成長を考慮に入れた新しいスエリングモデルによってシミュレートし、この新モデルが、照射後試験データと比較して、被覆管の直径拡大の満足すべき予測を与えることを見いだした。このバブル成長モデルはバブルサイズ,表面張力,内圧とバブルに働く外圧との間の平衡関係を仮定し、バブルサイズの決定計算とFPガス原子の拡散方程式との連立解を求める。さらに、コードに組み込まれた、ペレットの外面と被覆管内面に強固な機械的結合を想定するボンディングモデルにより、ランプ時における被覆管の二軸応力状態が予測された。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 岩村 公道
Nuclear Engineering and Design, 227(1), p.19 - 27, 2004/01
被引用回数：7 パーセンタイル：45.11(Nuclear Science & Technology)低減速スペクトル炉の31%-Pu MOX燃料の熱的,機械的ふるまいに関する成立性を評価するため、106GWd/tHMまで照射されると仮定した1本の燃料棒の解析を、FEMAXI-6コードの拡張バージョンであるFEMAXI-RMコードによって行った。解析においては、燃料棒の設計仕様と照射条件が入力され、MOX及びUO燃料における入手可能な物性値とモデルが相補的に利用された。計算の結果、FPガス放出率は数10%であるが、燃料棒内圧は冷却材圧力を越えず、燃料最高中心温度は2400Kとなった。また、ペレットスエリングによって生じた被覆管の直径増大は1%歪み以内であった。これらより、燃料棒の健全性は照射期間中保持されることが示された。しかし、MOX燃料の実際のスエリングふるまいは今後詳細に研究される必要がある。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
JAERI-Data/Code 2003-019, 423 Pages, 2003/12
JAERI-Data-Code-2003-019.pdf:17.7MB
FEMAXI-6は、軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-Vに対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、熱的解析と力学解析の完全連成化を実施し、高燃焼度燃料における被覆管とペレットの間のギャップサイズやペレット被覆管相互作用などの正確な予測を可能にした。またペレット被覆管ボンディングモデル,FPガスバブルスエリングモデルを導入し、詳細な燃焼計算コードとの連係機能の強化を図った。さらに多くの物性値やパラメータを追加したので、高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析にたいする強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-6の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値,モデルの修正方法などを詳述したものである。同時に、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。
斎藤 裕明*; 入谷 佳一*
JNC TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03
負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。
斎藤 裕明*; 入谷 佳一*
JNC TJ8410 99-004, 106 Pages, 1999/03
高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、地下水流動および水質の変化の少ない安定した環境下に処分サイトを決定することが重要な課題である。特に沿岸地域の地下深部に処分場を想定した場合は、塩水の侵入により処分場周辺の水質が変化する可能性があるため、塩水/淡水境界の挙動が処分環境に与える影響を把握することが重要である。そのためには塩水の淡水への侵入過程および塩水/淡水境界の挙動を適切にモデル化する必要がある。核燃料サイクル開発機構殿は、これまでに室内試験により得られたデータを使用して様々な水理・物質移動モデルを用いた数値シミュレーションを行い精度を比較し、核燃料サイクル開発機構殿と共同研究を行っている九州大学の提案しているモデル(解析コード)の数値誤差が比較的少なく精度の良い結果が得られることを確認した。本作業ではより多様な条件の解析を行うことを可能とするために上記の解析コードの整備を行った。具体的には、解析コード内の各モジュールの機能および主要変数について内容の分析を行った後、入出力機能の整備を行った。整備を行った解析コードについては、理論解との比較解析および既往の文献に示されている水理・物質移動解析と同様の解析を行うとともに、核燃料サイクル開発機構殿で実施している密度流を考慮した室内試験の解析を行い、作成した解析コードの妥当性を確認した。さらに、解析条件およびパラメータを変化させた場合の塩水/淡水境界面の挙動についての感度解析を実施した。
斎藤 裕明*; 入谷 佳一*
JNC TJ8410 99-005, 13 Pages, 1999/02
高レベル放射性廃棄物の地層処分においては、地下水流動および水質の変化の少ない安定した環境下に処分サイトを決定することが重要な課題である。特に沿岸地域の地下深部に処分場を想定した場合は、塩水の侵入により処分場周辺の水質が変化する可能性があるため、塩水/淡水境界の挙動が処分環境に与える影響を把握することが重要である。そのためには塩水の淡水への侵入過程および塩水/淡水境界を適切にモデル化する必要がある。核燃料サイクル開発機構は、これまでに室内試験により得られたデータを使用して様々な水理・物質移動モデルを用いた数値シミュレーションを行い精度を比較し、動燃事業所と共同研究を行っている九州大学の提案しているモデル(解析コード)の数値誤差が比較的少なく精度の良い結果が得られることを確認した。本作業は、より多様な解析を行うことを可能とするため、この解析コードの入出力を整備したものである。具体的な作業内容としては、対話式であった入力をファイルによる入力に変更し、以下の内容を入力により指定できるよう整備を行った。・解析領域、格子サイズ・透水係数、間隙率、貯留係数、縦方向および横方向分散長・2流体密度・初期条件(圧力分布、濃度分布)・境界条件(濃度固定、圧力固定、流量固定、流量時間変化)・注入孔について位置、サイズ、濃度、流量、圧力水頭・計算精度に係わるパラメータ(収束条件、移動粒子数)・出力ファイル名、計算結果出力時間間隔・濃度時間履歴出力位置
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
HPR-349, 12 Pages, 1998/00
高燃焼燃料におけるFPガス放出による内圧上昇は安全評価にとって重要である。著者らは高燃焼燃料のふるまい解析のため、FEMAXI-IVに対し、ペレット熱伝導率低下モデル、燃焼計算コードとの連携機能などを組み込み、EXBURN-Iを開発した。解析では、IFA-519.9のDH及びDK燃料棒の仕様と照射条件、履歴を入力データとし、内圧上昇の計算値と実測値を、ペレット熱伝導率、発熱密度プロファイル、速中性子フラックスなどの見地から比較検討した。その結果、ペレット熱伝導率モデルは決定的役割を果たすこと、FEMAXI-IVから受けついだFP放出モデルは高燃焼領域でも良い予測を与えること、被覆管に対する速中性子束は照射クリープを促し、ギャップ幅を広げることなどを見い出した。(検証燃焼度は25~79MWd/kgUOである。)
