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論文

An Interpretation of Fukushima-Daiichi Unit 3 plant data covering the two-week accident-progression phase based on correction for pressure data

佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05

福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-4 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲

Proceedings of 9th Conference on Severe Accident Research (ERMSAR 2019) (Internet), 13 Pages, 2019/03

福島第一原子力発電所事故(1F)廃止に向けては、炉心物質の最終的な分布とその特性を理解することが重要である。これらの特性は明らかに各ユニットの事故進展に左右される。ただし、BWRの事故進展挙動には大きな不確かさが存在する。MAAP-MELCOR Crosswalkによって明らかにされたこの不確かさは、既存の実験データと知識では解決できない。冷却材がBWR炉心から失われると、その後のシナリオはTMI-2に代表されるものと「連続ドレン型」というシナリオに分けられる。この分岐点の主な不確かさは、2つの疑問点としてまとめられる。(Q1)高温で燃料溶融に近接した損傷炉心のガス透過性はどのようなものか。(Q2)燃料溶融前の高温炉心の下方移動とその構造材加熱への影響はどうか。これらの問題に取り組むために、炉心物質の溶融および再配置に関わるCMMR実験が行われた。CMMR-4試験では、スランピング直前の炉心状態に関する有用な情報が得られた。酸化物燃料が溶融に近接する条件での炉心の巨視的なガス透過性の存在が確認され(A1)、実際の炉で生じる可能性の高い燃料柱崩壊があった場合、最も高温の燃料は炉心の高温部から効率的に低温部に移動できず、炉心燃料最高温度の効果的な制限や、支持構造の著しい加熱が生じないことを示唆している(A2)。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-3 test

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of International Conference on Dismantling Challenges; Industrial Reality, Prospects and Feedback Experience (DEM 2018) (Internet), 11 Pages, 2018/10

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO$$_{2}$$ペレットの代りにZrO$$_{2}$$ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Development of experimental technology for simulated fuel-assembly heating to address core-material-relocation behavior during severe accident

阿部 雄太; 山下 拓哉; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 9 Pages, 2018/07

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating Severe Accident (SA) conditions using simulant fuel material (ZrO$$_{2}$$ with slight addition of MgO for stabilization) that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance the safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. Based on the results of the prototype test, improvement of plasma heating technology was conducted. The Core Material Melting and Relocation (CMMR)-1/-2 experiments were carried out in 2017 with the large-scale simulated fuel assembly (1 m $$times$$ 0.3 m $$phi$$) applying the improved technology (higher heating power and controlled oxygen concentration). In these two tests, heating history was different resulting basically in similar physical responses with more pronounced material melting and relocation in the CMMR-2 experiment. The CMMR-2 experiment is selected here from the viewpoint of establishing an experimental technology. The CMMR-2 experiment adopted 30-min heating period, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient ($$>$$ 2,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. Most of the control blade and the channel box migrated from the original position. After the heating, the simulated fuel assembly was measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology and by Electron Probe Micro Analyzer (EPMA). CT pictures and elemental mapping demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, an excellent perspective in terms of applicability of the non-transfer type plasma heating technology to the SA experimental study was obtained.

論文

Three-dimensional numerical study on pool stratification behavior in molten corium-concrete interaction (MCCI) with MPS method

Li, X.; 佐藤 一憲; 山路 哲史*; Duan, G.*

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

溶融コリウム・コンクリート相互作用(MCCI)は軽水炉の仮想的シビアアクシデント時の後期フェーズにおいて炉容器外で生じる可能性のある重要事象である。本研究では、MPS法を用いてKITによって実施された模擬物質による成層化溶融プールの実験COMET-L3に対する3次元解析を行った。コリウム/クラスト/コンクリート間の伝熱は粒子間の熱伝導モデルで模擬した。さらに、ケイ酸系コンクリートではケイ酸系析出物の効果によって軸方向と径方向の浸食が異なる可能性が既往研究から示唆されていることから、2つの異なる解析ケースを実施した。解析の結果、MCCIにおいて金属コリウムは酸化物コリウムと全く異なるコンクリート浸食パターンを示しており、アクシデントマネジメントにおける格納系境界の溶融貫通時間の評価に考慮する必要があることが分かった。

論文

The CMMR program; BWR core degradation in the CMMR-1 and the CMMR-2 tests

山下 拓哉; 佐藤 一憲; 阿部 雄太; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society; Nuclear Option for CO$$_{2}$$ Free Energy Generation (USB Flash Drive), p.109_1 - 109_15, 2018/06

2011年に発生した福島第一原子力発電所事故における、燃料集合体の溶融進展挙動については、未だ十分に解明されていない。1979年に発生したスリーマイル島原子力発電所2号炉の事故以降、加圧水型原子炉を中心としたシビアアクシデントについては、炉心溶融の初期挙動や圧力容器破損に関わる個別現象に着目した試験が多数行われてきた。しかし、炉心溶融が進行し、炉心物質が炉心から下部プレナムへと移行する過程に関わる既往研究は少なく、特に、この移行経路に制御棒と複雑な炉心下部支持構造が存在する沸騰水型原子炉(以下、「BWR」という)条件での試験データはほとんどない。本研究では、UO2ペレットの代りにZrO2ペレットを用いた燃料集合体規模の試験体に対し、BWR実機で想定される軸方向温度勾配をプラズマ加熱により実現し、高温化炉心のガス透過性および高温化炉心物質の支持構造部への進入と加熱を明らかにするための試験を実施した。その結果、高温化した炉心燃料は、部分的な閉塞を形成するが、残留燃料柱は互いに融着しない傾向が強く、崩壊した場合を含めて気相(及び液相)に対するマクロな透過性を持つことが明らかとなった。

論文

Application of nontransfer type plasma heating technology for core-material-relocation tests in boiling water reactor severe accident conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(2), p.020901_1 - 020901_8, 2018/04

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するために、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mm (height))を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用性が確認できた。また我々は、中規模の模擬燃料集合体(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR事体に関する試験を実施予定である。

論文

Development of non-transfer type plasma heating technology to address CMR behavior during severe accident with BWR design conditions

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 中桐 俊男; 石見 明洋; 永江 勇二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

Authors are developing an experimental technology to realize experiments simulating severe accident conditions that would contribute not only to Fukushima Daiichi (1F) decommissioning but also to enhance safety of worldwide existing and future nuclear power plants through clarification of the accident progression behavior. In the first part of this program, called Phase I hereafter, a series of small-scale experiments (10 cm $$times$$ 10 cm $$times$$ 25 cmh) were performed in March 2015 and it was demonstrated that non-transfer (NTR) type plasma heating is capable of successfully melting the high melting-point ceramics. In order to confirm applicability of this heating technology to larger scale test specimens to address the experimental needs, authors performed a second series plasma heating tests in 2016, called Phase II hereafter, using a simulated fuel assembly with a larger size (100 cm $$times$$ 30 cm phi). In the phase II part of the program, the power was increased up to a level so that a large temperature gradient (2,000 K/m - 4,000 K/m) expected at the lower part of the core in the actual 1F accident conditions. After the heating, these test pieces were measured by the X-ray Computed Tomography (CT) technology. CT pictures demonstrated its excellent performance with rather good precision. Based on these results, basic applicability of the NTR plasma heating for the SA experimental study was confirmed. With the Phase II-type 100 cm-high test geometry, core material relocation (CMR) behavior within the active core region and its access to the core support structure region would be addressed. JAEA is also preparing for the next step large-scale tests using up to four simulated fuel assemblies covering the lower part of the active fuel and fully simulating the upper part of the lower core support structures addressing CMR behavior including core material relocation into the lower plenum.

論文

高速炉の炉心安全性試験EAGLEプロジェクト; カザフスタンとの研究協力

神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信

エネルギーレビュー, 36(11), p.46 - 49, 2016/11

日本原子力研究開発機構がカザフスタン共和国国立原子力センターとの研究協力として実施してきたナトリウム冷却高速炉の炉心安全を対象とした試験研究EAGLEプロジェクトについて、研究の経緯、概要、これまでの実施状況と成果について紹介する。

論文

Preparation for a new experimental program addressing core-material-relocation behavior during severe accident with BWR design conditions; Conduction of preparatory tests applying non-transfer-type plasma heating technology

阿部 雄太; 佐藤 一憲; 石見 明洋; 中桐 俊男; 永江 勇二

Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06

原子力機構では非移行型プラズマ加熱を用いたBWR体系での炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を検討している。この技術の適用性を確認するため、我々は小規模試験体(107mm$$times$$107mm$$times$$222mmh)を用いたプラズマ加熱の予備実験を行った。これらの予備実験の結果から、SA(シビアアクシデント)研究への非移行型プラズマ加熱の優れた適用可能性が確認できた。また我々は、2016年に中規模の予備実験(燃料ピン50ロッド規模)を準備し、まだ技術的な適用性が確認できていない制御ブレードやCMR自体に関する試験を実施予定である。

論文

Computational and experimental examination of simulated core damage and relocation dynamics of a BWR fuel assembly

Hanus, G.*; 佐藤 一憲; 岩間 辰也*

Proceedings of International Waste Management Symposia 2016 (WM 2016) (Internet), 12 Pages, 2016/03

原子力機構ではBWRの炉心損傷と炉心物質の移動挙動を模擬するために、燃料棒チャンネル・ボックス、制御ブレードアセンブリならびに炉心下部支持構造からなる大規模な試験を計画している。その目的は、既存実験データベースが極めて少ないBWR条件での過酷事故時の炉心物質移動挙動の理解にある。原子力機構は将来に計画している大規模試験に先立ち、予備調査として試験体を非移行型プラズマ加熱システムによって調べることとした。本試験の目的は対象とする試験体がプラズマ加熱によって、約2900Kの目標温度まで昇温できることを確認するとともに、高温物質の移動挙動データを収集できることを確かめることにある。燃料集合体の簡易的な予備計算の結果は、150kWの非移行型Arプラズマ・ジェットによって効果的に試験体を加熱できることを示した。解析評価を基礎として用いると共に、プラズマトーチを用いる実験計画を記述する。

論文

An Experimental study on heat transfer from a mixture of solid-fuel and liquid-steel during core disruptive accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12

The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.

論文

Experimental studies on the upward fuel discharge for elimination of severe recriticality during core-disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; Zuyev, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(9), p.1114 - 1124, 2014/09

AA2013-0469.pdf:1.18MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:43.1(Nuclear Science & Technology)

Recently, a design option which leads molten fuel to upward discharge has been considered to minimize technical difficulties for practical application to JSFR. In the present study, a series of experiments which consisted of three out-of-pile tests and one in-pile test were conducted to investigate effectiveness of the upward discharge option on eliminating energetics potential. Experimental data which showed a sequence of upward fuel-discharge and effects of initial pressure conditions on upward-discharge were obtained through the out-of-pile and in-pile test. Preliminary extrapolation of the present results to the supposed condition in early phase of the CDA in the JSFR design, suggested that sufficient upward flow rate of molten-fuel was expected to prevent the core-melting from progressing beyond the fuel subassembly scale and that the upward discharge option would be effective in eliminating the energetic potential.

論文

Development of PIRT (phenomena identification and ranking table) for SAS-SFR (SAS4A) validation

川田 賢一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; Pfrang, W.*; Buffe, L.*; Dufour, E.*

Proceedings of 22nd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-22) (DVD-ROM), 10 Pages, 2014/07

SAS-SFR (derived from SAS4A) is presently the most advanced computer code for simulation of the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFR). In the past two decades, intensive model improvement works have been conducted for SAS-SFR utilizing the experimental data from the CABRI programs. The main target of the present work is to confirm validity of these improved models through a systematic and comprehensive set of test analyses to demonstrate that the improved models has a sufficient quality assurance level for applications to reactor conditions. With the present study, important phenomena involved in ULOF, UTOP and ULOHS were identified and an evaluation matrix for the selected CABRI experiments was developed.

論文

世界の原子力事情,3; 米国・カナダの原子力開発の動向

佐藤 一憲

日本原子力学会誌, 56(1), p.19 - 23, 2014/01

米国およびカナダにおいては福島第一原子力発電所事故以降も原子力を温室効果ガスのほとんど出ないクリーンエネルギーと位置付け、エネルギー・ポートフォリオの重要な要素として引き続き利用してゆく方針である。一方、数年前には予測されていなかったシェールガス革命と呼ばれる状況は原子力発電所の新規建設の環境を一変させている。このような環境下での両国での原子力開発や発電等の動向について解説する。

論文

Experimental study on fuel-discharge behavior through in-core coolant channels

神山 健司; 齊藤 正樹*; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 佐藤 一憲; 小西 賢介; Zuyev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vassiliev, Y. S.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.629 - 644, 2013/06

 被引用回数:11 パーセンタイル:19.82(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故において、燃料が炉心領域から流出することで厳しい再臨界事象の可能性が減じられる。制御棒案内管や内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)のような炉内冷却材流路は、内包される冷却材ナトリウムが溶融燃料を冷却する効果が限定される場合、効果的な燃料流出経路となり得る。本研究で行われた2つの試験シリーズにより、融体流出初期において冷却材の一部が蒸発し膨張することで流出経路が完全にボイド化すること、ボイド化した流路を通じて融体が大量に流出することが示された。よって、冷却材ナトリウムが溶融燃料を冷却する効果は限定されるため、炉内冷却材流路は、炉内の核的活性度を低減するのに効果的な燃料流出経路となり得る。

論文

SAS4A analysis of CABRI experiments for validation of axial fuel expansion model

石田 真也; 佐藤 一憲

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2013/05

Axial fuel expansion introduces negative reactivity and provides an inherently safe mechanism promptly responding the fuel heat-up; therefore it plays a key role in IP sequence. For the validation of the axial fuel expansion model with a computer code SAS4A, the analytical results were compared with the CABRI experimental data. It was firstly confirmed that the SAS4A model with a standard option for axial fuel expansion resulted in somewhat overestimation of fuel expansion for some experiments, which is caused by the particular axial gap enhanced during the preparation of the CABRI experiments. Although this effect is not expected in the real accident condition, one can get rid of this uncertainty introducing a conservative approach in which the cladding restricts the fuel column expansion. Secondly, this alternative option for fuel expansion model was adopted and it was confirmed that this method could give reasonable fuel expansion with a sufficiently conservative characteristic.

論文

Experimental studies on upward fuel discharge during core disruptive accident in sodium-cooled fast reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; Zuyev, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; et al.

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12

ナトリウム冷却高速炉での炉心崩壊事故におけるエネルギー放出の可能性を排除するため、内部ダクト付き燃料集合体が検討されている。近年、燃料集合体の製作にかかわる開発要素を低減するため、溶融燃料を上向きに流出させる設計選択肢が検討されている。本論文では、炉外試験シリーズと炉内試験について提示する。炉外試験は、上向き流出に関する駆動圧の影響を調べるために実施され、炉内試験は溶融燃料の上向き流出を実証するために実施された。これらの試験結果により、炉心溶融領域の拡大前に溶融燃料の大部分は上向きに流出することが示され、上向き流出型の内部ダクトの導入によりエネルギーが発生する事象が排除できる見通しを得た。

論文

Experimental study on material relocation during core disruptive accident in sodium-cooled fast reactors; Results of a series of fragmentation tests for molten oxide discharged into a sodium pool

松場 賢一; 神山 健司; 小西 賢介; 豊岡 淳一; 佐藤 一憲; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*

Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12

下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離に関する知見を得るため、ナトリウム中における溶融酸化物の微粒化試験を実施した。本試験では、内径40$$sim$$63mmのダクトを通じて約7$$sim$$14kgの溶融アルミナをナトリウムプール中(深さ1.3m,直径0.4m,温度673K)へ排出した。本試験における溶融アルミナの微粒化距離の評価値は既往研究における代表的な相関式による予測値よりも60$$sim$$70%程度低かった。本試験で得られた知見から、下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離は熱的相互作用によって大きく短縮される可能性を確認できた。

論文

Development of technical basis in the initiating and transition phases of unprotected events for Level-2 PSA methodology in sodium-cooled fast reactors

山野 秀将; 佐藤 一憲; 飛田 吉春

Nuclear Engineering and Design, 249, p.212 - 227, 2012/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.35(Nuclear Science & Technology)

Based on the state-of-the-art knowledge, the headings of these event trees were selected so that dominant factors in accident consequences can be represented appropriately. For each of the headings, available information for the probability quantification were reviewed and integrated as the technical database for the Level-2 PSA. For the transition phase, dominant factors were also identified through parametric analyses. In the Japan Sodium-cooled Fast Reactor, an inner duct is introduced into a fuel subassembly for enhancing molten fuel discharge from disrupted core in the transition phase. The parametric study showed that the analytical case without the fuel discharge through the inner duct resulted in an occurrence of recriticality regardless of the fuel discharge through control-rod guide tubes. This suggests that the fuel discharge through the inner duct is essential to avoid severe recriticality in the transition phase.

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