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鈴木 徹*; 青野 隼太郎*; 渕田 翔*; 石田 真也; 岡野 靖
no journal, ,
MOX燃料の炉心溶融モデルとして、反応度出力変化の他、燃料の破損判定及び破損後の物質移動に関する解析モデルを構築し、妥当性確認と課題抽出を行った。また、金属燃料炉心に拡張するためのモデルを試作し、基本的な機能を確認した。
西原 健司; 竹下 健二*; 島田 隆*; 相澤 直人*; 中瀬 正彦*; 和田 怜志*; 若崎 真吾*; 松井 嶺迪*; 安永 義明*; 岡村 知拓*; et al.
no journal, ,
核燃料サイクルシミュレータ(NFCS)は広く利用されているが、大規模で複雑なシナリオにおいては不確実性とベンチマーク不足が課題となっている。この課題に対処するため、日本原子力学会は標準炉設計データライブラリとベンチマークシナリオを開発するための委員会を設置した。複数の日本のNFCSがこれらのシナリオを解析し、その結果はNFCSの信頼性向上に向けて公表される予定である。
鈴木 徹*; 青野 隼太郎*; 鈴木 翔悟*; 伏見 優輝*; 渕田 翔*; 石田 真也; 川田 賢一
no journal, ,
高速炉における炉心損傷事故の解析に必要な基本モデルを開発し、既存コードや試験データとの比較によりモデルの妥当性を確認した。また、試計算を通して全炉心解析への適用性を検討するとともに、金属燃料炉心の解析に必要な基本機能を検証した。
渕田 翔*; 藤又 和博*; 阿部 崇*; 中原 宏尊*; 青柳 光裕; 石田 真也
no journal, ,
PRISM型原子炉を対象に、金属燃料モデルを組み込んだ解析コードSPECTRAによるシビアアクシデント(SA)解析を実施し、汎用CFD解析ツールSTAR-CCM+による解析結果と比較した結果、2次元/3次元モデルに起因する差異を除き適切な評価結果が得られることを確認した。
西原 健司; 竹下 健二*; 島田 隆*; 相澤 直人*; 中瀬 正彦*; 和田 怜志*; 若崎 真吾*; 松井 嶺迪*; 安永 義明*; 岡村 知拓*; et al.
no journal, ,
本研究では、日本原子力学会の研究専門委員会が実施した、核燃料サイクルシミュレータの信頼性向上を目的としたベンチマーク活動を報告する。標準炉設計ライブラリとベンチマークシナリオを開発し、段階的な検証作業に適用した。その結果、燃焼計算におけるシミュレータの一貫性と人的誤差の影響が明らかになった。将来の活動に向け、11件の大規模シナリオに関する結果も公表する。