The Development of a Multiphysics Coupled Solver for Studying the Effect of Dynamic Heterogeneous Configuration on Particulate Debris Bed Criticality and Cooling Characteristics

Li, C.-Y.; Wang, K.*; 内堀 昭寛; 岡野 靖; Pellegrini, M.*; Erkan, N.*; 高田 孝*; 岡本 孝司*

Applied Sciences (Internet), 13(13), p.7705_1 - 7705_29, 2023/07

https://doi.org/10.3390/app13137705

For a sodium-cooled fast reactor, the capability for stable cooling and avoiding re-criticality on the debris bed is essential for achieving in-vessel retention when severe accidents occur. However, an unexploited uncertainty still existed regarding the compound effect of the heterogeneous configuration and dynamic particle redistribution for the debris bed's criticality and cooling safety assessment. Therefore, this research aims to develop a numerical tool for investigating the effects of the different transformations of the heterogeneous configurations on the debris bed's criticality/cooling assessment. Based on the newly proposed methodology in this research, via integrating the Discrete Element Method (DEM) with Computational Fluid Dynamics (CFD) and Monte-Carlo-based Neutronics (MCN), the coupled CFD-DEM-MCN solver was constructed with the originally created interface to integrate two existing codes. The effects of the different bed configurations' transformations on the bed safety assessments were also quantitively confirmed, indicating that the effect of the particle-centralized fissile material had the dominant negative effect on the safety margin of avoiding re-criticality and particle re-melting accidents and had a more evident impact than the net bed-centralized effect. This coupled solver can serve to further assess the debris bed's safety via a multi-physics simulation approach, leading to safer SFR design concepts.

Solomon; A Monte Carlo solver for criticality safety analysis

長家 康展; 植木 太郎; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

燃料デブリ体系に対する臨界安全解析のために新規モンテカルロ計算ソルバーSolomonを開発した。Solomonは、通常の臨界安全解析だけでなく、燃料デブリを含む損傷した原子炉の炉心の臨界安全解析もできるように設計されている。本論文では、Solomon開発の現状について述べ、乱雑化ワイエルシュトラス関数モデル, ボクセル形状を重ね合わせた乱雑化ワイエルシュトラス関数モデルの応用について紹介する。

Toward an ultimate goal for universal solution by the CIP method

矢部 孝*; 内海 隆行*

Computational Fluid Dynamics Journal, 9(3), p.185 - 193, 2000/10

本論文は、固体,液体,気体及びプラズマが共存する系の汎用的数値解法として提案されてきたCIP法について現時点までのレビューを行ったものである。CIP法はセミラグランジュ法の一種であり、圧縮性流体の解法の面から構成され非圧縮性流体を含むように拡張されたものである。これは、プリミティブオイラー表現に基づいていることから多相流解析に適した数値解法となっている。また、この解法はセミラグランジュ法であるにもかかわらず、最近、正確に質量保存をする定式化が可能であるように拡張できることがわかった。さらに、CIP法は場の状態量を局所的な関数で表現することによりセル単位以下の分解能を有し、このため簡単な関数変換によりフロント・キャプチャーが可能である。本論文では、こういったCIP法の基本構成とともに、本解法をレーザー照射による溶融などの適用事例についても紹介する。

Spent fuel test of an advanced PUREX process:PARC

峯尾 英章; 内山 軍蔵; 宝徳 忍; 朝倉 俊英; 木原 武弘; 中野 雄次*; 亀井 一成; 木村 茂; 高橋 昭*; 八木 知則; et al.

Proc. of Int. Conf. on Future Nuclear Systems (GLOBAL'99)(CD-ROM), 7 Pages, 1999/00

PUREXプロセスの簡素化による経済性の向上及び廃棄物発生量の低減、ならびにテクネチウム-99、ヨウ素-129、ネプツニウム-237のような長寿命放射性核種の分離、閉じ込め機能による放射性廃棄物の長期毒性の低減を可能にする高度化再処理プロセスPARCの開発を行っている。ヨウ素-129の処理を含めたPARCフローシートの使用済燃料を用いた試験を開始した。その結果、銀添着シリカゲルは、ヨウ素-129を効果的に吸着することがわかった。また、ブチルアルデヒドを用いた抽出試験では、この試薬がウラン、プルトニウム共存下におけるネプツニウム(VI)の還元剤として有効に働くことがわかった。テクネチウムは高い濃度の硝酸によって分離されることがわかった。

Application of the differential algebraic-cubic interpolated propagation scheme to the heat conduction equations

内海 隆行*; 功刀 資彰

Computational Fluid Dynamics Journal, 4(3), p.265 - 277, 1995/10

流体解析の数値的手法として、微分代数的3次補間疑似粒子法(DA-CIP法)を提案してきたが、本手法が、定常・非圧縮の仮定によりナビエ・ストーフス方程式から導出される伝熱方程式の数値解析にも有効であることを示す。本来、双曲型偏微分方程式への適用としてDA-CIP法を提案したが、伝熱方程式のような放物型にも同様に適用可能であり、数値拡散の小さい精度の高い解を得ることができる。

ペレット・溶液混在低濃縮ウラン燃料臨界実験に対するJACSコードシステムの検証計算

奥野 浩; 野村 靖

JAERI-Data/Code 94-014, 33 Pages, 1994/10

JAERI-Data-Code-94-014.pdf:0.98MB

溶解槽模擬体系の臨界実験が米国PNLで実施された。U濃縮度4.3wt%二酸化ウラン燃料棒の三角格子配列が可溶性ガドリニウムを含む同濃縮度の硝酸ウラニル水溶液中に部分的に没している体系である。この実験体系12件をJACSコードシステムを用いて解析した結果は既に報告したが、中性子増倍率を0.95より低く算出した例が8件あった。その原因を明らかにするため、再計算を実施すると共に、OECD/NEAで出題された国際ベンチマーク問題の解析・検討を行った。この結果、次の3点が明かになった。(1)以前行った一部の計算にはダンコフ補正法の適用について誤りがあったと考えられ、今回の計算の方が平均で1.3%kだけ中性子増倍率が増加した。(2)実験報告書では硝酸ウラニル水溶液の組成に矛盾があり、遊離硝酸濃度を0と取扱うことにより整合性がほぼとれる、(3)このような取扱いを行った実験体系12件に対しJACSコードシステムを用いて得られる中性子増倍率の平均値は0.980となった。

Simulation of spent fuel dissolution in reprocessing

大崎 浩; 藤根 幸雄; 前田 充; 安達 武雄; 桜井 勉; 工藤 寿雄*

Proc. of the 3rd Int. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management,Vol. 2, p.682 - 686, 1991/00

使用済燃料再処理における溶解工程のシミュレーションコードを開発することを目的として、ペレットの溶解速度を計算する新しい計算式を作成した。新計算式は、Taylorの表面積モデルを基礎としてHodgsonの浸透モデルの考え方を取り入れたモデルに基づくものである。新モデルでは、溶解速度を計算する上で重要な因子である有効溶解表面積の初期溶解表面積に対する比F()が理論的に導かれる。得られた()は、実験結果を表面積理論で整理したF()の値(文献値)と良く一致した。新しく作成したシミュレーションコードは、回分式及び連続式の両方の溶解槽形式を対象として、ペレット、粉末、不溶解残渣などからなる燃料の溶解挙動を評価できるように設計されている。このコードを使って実験データを実際に解析し、回分式と連続式の溶解槽について溶解挙動のシミュレーションを行なった。

Adjoint-weighted kinetics parameter calculation using multigroup version of Solomon solver

Tuya, D.; 長家 康展

no journal, , 

Adjoint-weighted kinetics parameters have been calculated using the multigroup version of a Monte Carlo solver Solomon. Three iterated fission probability (IFP) algorithms/methods have been implemented and compared for multigroup infinite geometry systems.