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NIX end-of-life experimentsMonti, 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, PHNIX 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 PHNIX 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.
西原 健司; 菅原 隆徳; 岩元 大樹; Alvarez Velarde, F.*; Rineiski, A.*
Proceedings of 11th OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation (Internet), p.315 - 327, 2012/00
加速器駆動炉の設計に際しては、特にマイナーアクチノイド(MA)の核データが重要である。著者らは、IAEA-CRPで行われたベンチマーク活動を紹介する。ベンチマークの結果、燃焼初期においても、臨界性は核データによって3%も異なることが明らかにされた。この核データ不確実性を減少させるために、J-PARC計画において、MAを多量に用いることができる核変換物理実験施設(TEF-P)が提案されている。TEF-Pによってもたらされるであろう臨界性,ボイド反応度,ドップラー係数の不確実性の減少を、JENDL3.3をもとに、炉定数調整手法を用いて評価した。その結果、もし、TEF-Pが従来の臨界実験とともに核データに適用されたなら、不確実性は35%-45%減少することが示された。
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。
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。
菅原 隆徳; 鹿島 陽夫; Gabrielli, F.*; Rineiski, A.*; 山中 正朗*
no journal, ,
IAEA主催の加速器駆動核変換システム(ADS)に関する共同研究プログラム(CRP)において、実用規模ADSの核設計に対する現時点の解析精度を知るためのベンチマーク問題が提案された。このベンチマーク問題は、原子力機構が提案する実用規模ADS(JAEA-ADS)の臨界性と燃焼計算を対象とし、3つの機関が参加して解析を行った。また、核データライブラリに整備された共分散の現状を確認するため、感度・不確かさ解析も実施された。ベンチマーク計算の結果を比較したところ、臨界性および核変換量の予測精度に未だに課題があることがわかった。例えば、核データライブラリを変えるだけで、実効増倍率(臨界性)の計算値は、1100pcm程度の差が生じる。
