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論文

The Development of SIMMER-III, an advanced computer program for LMFR safety analysis, and its application to sodium experiments

飛田 吉春; 近藤 悟; 山野 秀将; 守田 幸路*; Maschek, W.*; Coste, P.*; Cadiou, T.*

Nuclear Technology, 153(3), p.245 - 255, 2006/03

 被引用回数:71 パーセンタイル:97.54(Nuclear Science & Technology)

SIMMER-IIIは2次元,3速度場,多相多成分のオイラー座標系流体コードと空間依存核動特性モデルを結合した解析コードである。SIMMERコードは、通常の高速炉から加速器駆動未臨界炉(ADS)までのさまざまな中性子スペクトルと冷却材の組合せによる原子炉に適用できるように、汎用性と柔軟性を備えた解析手法として開発されてきた。SIMMER-IIIを液体金属冷却高速炉の安全解析に適用できる実用的なコードとするには、コードの信頼性と安定性を確保し、かつ十分に検証される必要があるため、包括的かつ系統的な検証研究を行った。検証研究は、個別モデルの検証を行う基礎的なPhase1と高速炉の安全性において重要な複合現象に関する検証を行うPhaes2が行われた。これらの系統的な検証研究により、コードで用いられている物理モデルの包括的な検証が段階的に進められ、高速炉の炉心損傷事故における過渡多相流の解析を適切に行うことができる最新のコードシステムであることが示された。本論文では、これらの研究の中で、おもにナトリウムを用いた実験研究に関する成果について報告を行う。

報告書

SIMMER-III: A Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis; Version 3.A Model Summary and Program Description

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.

JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。

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