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論文

Benchmark analyses on the control rod withdrawal tests performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments

Monti, S.*; Toti, A.*; Stanculescu, A.*; Pascal, V.*; Fontaine, B.*; Herrenschmidt, A.*; Prulhiere, G.*; Vanier, M.*; Varaine, F.*; Vasile, A.*; et al.

IAEA-TECDOC-1742, 247 Pages, 2014/06

Before the definitive shutdown in 2009, PH$'E$NIX end-of-life tests were conducted to gather additional experience on the operation of sodium cooled reactors. Thanks to the CEA, the IAEA decided in 2007 to launch the CRP entitled Control Rod Withdrawal Test performed during the PH$'E$NIX end-of-life experiments. The objective of this publication is to document the results and main achievements of the benchmark analyses on the control rod withdrawal test performed within the framework. For the total control rod worth, two groups of results were observed. The difference between the groups can be explained on the basis of the control rod model treatment on self-shielded cross-sections of absorbing media with deterministic codes. Heat transfers and sodium mixing phenomena strengthened by sodium turbulent flows in the hot plenum disturb power balances and degrade the comparisons. It leads the systematic overestimation in power deviation calculations for all the participants.

論文

Achievements on oxide and nitride ADS fuels within the European project; EUROTRANS

Delage, F.*; 荒井 康夫; Belin, R.*; Chen, X.*; D'Agata, E.*; Hania, R.*; Klaassen, F.*; Maschek, W.*; 大井川 宏之; Ottaviani, J. P.*; et al.

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/12

EUROTRANSは欧州の第6次フレイムワーク・プログラム(FP-6)の一つとして、ADSによるMAの核変換に焦点を当てた研究プロジェクトである。原子力機構はEUROTRANSとの協定の下でプロジェクトに参加した。本研究発表は、EUROTRANSプロジェクトにおいて実施した、ADS用酸化物及び窒化物燃料に関する研究の進展をとりまとめたものである。酸化物燃料については、燃料の概念設計と通常運転時の健全性評価,燃料の安全評価,照射試験及び炉外試験に関する研究の進展をとりまとめた。窒化物燃料については、照射試験,炉外試験及び使用済燃料の乾式処理に関する研究の進展をとりまとめた。

論文

First 3-D calculation of core disruptive accident in a large-scale sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; Maschek, W.*

Annals of Nuclear Energy, 36(3), p.337 - 343, 2009/04

 被引用回数:16 パーセンタイル:73.57(Nuclear Science & Technology)

SIMMER-IVコンピューターコードは燃料ピンモデルと空間・エネルギー依存中性子輸送動特性モデルを結合した3次元流体力学コードである。本研究では、SIMMER-IVコードを大型ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故に初めて適用することを試みた。この研究では、制御棒を含む3次元的な炉心配位条件で燃料再配置を伴う反応度効果を調べることが主要な点である。その計算により、現設計ではエントランスノズルにおける有意な流動抵抗によって炉心からの燃料流出が阻害されることが示された。また、静的核計算を実施し、異なるスケールの炉心間で基礎的な核特性を比較した。その結果、小型炉心と異なり、大型炉心では内側炉心内で外側で燃料集中が生じると反応度が上昇することが明らかとなった。

論文

First 3-D calculation of core disruptive accident in a large scale sodium-cooled fast reactor

山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; Maschek, W.*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

本研究では、SIMMER-IVコードを大型ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故に初めて適用して、事象推移を描くとともに重要な特徴を把握することを試みた。3次元計算は多くの計算時間を要するため、本研究では遷移過程の初期過程に注目してSIMMER-IVによる解析を行った。計算結果は再臨界もなくマイルドな事象推移を示した。小型ナトリウム冷却高速炉と比べると、大型ナトリウム冷却高速炉では径方向スロッシングがさほど有意でないことがわかった。

論文

SIMMER-III; A Coupled neutronics-thermohydraulics computer code for safety analysis

山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 鈴木 徹; 神山 健司; 守田 幸路*; Maschek, W.*; Pigny, S.*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における複合現象を模擬するため、JAEAでは二次元多速度場多相多成分オイラー型流体力学コードに燃料ピン及び空間・エネルギー依存核計算モデルを結合したSIMMER-IIIコードを開発してきている。最近では、SIMMER-IIIと同等の物理モデルを有しつつ三次元化されたSIMMER-IVも開発された。本論文では、SIMMER-III/IVのモデル及び手法について、最近のモデル改良を強調して簡単にレビューする。また、コード検証計画の主要な成果を述べた後、コード適用計算例について記述する。SIMMER-IVを用いた三次元計算によって、より現実的な事故シナリオを描くとともに、この計算結果はまた事故後物質移動・再配置過程を研究するための崩壊炉心状態に供される。

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:67 パーセンタイル:97.39(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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