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報告書

SIMMER-III/IVのための多ノード集合体管壁モデルの開発

山野 秀将; 近藤 哲平*; 菅谷 正昭*; 神山 健司

JAEA-Research 2007-054, 89 Pages, 2007/06

JAEA-Research-2007-054.pdf:2.57MB

SIMMER-IIIコード及びその3次元版SIMMER-IVは、液体金属冷却高速炉の炉心損傷事故の影響を評価するために開発されてきた。本研究では、同コードを構成する構造材場モデルの集合体管壁モデルの管壁内部を従来の2ノードから多ノード化に拡張した。開発したモデルは手動でノード数を与えることもできるが、自動的にノード数を割り当てるようにモデル化された。本モデルは核加熱や軸方向熱伝達に対しても対応できる。本モデルは基礎的な検証問題でモデルの妥当性を確認した。本モデルによって、従来モデルの限界が解消され、高速炉の安全解析の信頼性及び精度が向上するともに、再臨界排除概念設計研究に対する寄与が期待される。

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。

報告書

SIMMER-IV: A Three-Dimensional Computer Program for LMFR Core Disruptive Accident Analysis; Version 2.A Model Summary and Program Description

山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 近藤 悟; 守田 幸路*; 菅谷 正昭*; 水野 正弘*; 細野 正剛*; 近藤 哲平*

JNC TN9400 2003-070, 333 Pages, 2003/08

JNC-TN9400-2003-070.pdf:1.35MB

核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-IVコードの開発を行った。本報告書に述べる第2版(Version 2)では、核計算部は3次元中性子輸送モデルを採用している。SIMMER-IVの完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-IV Version 2.Aの利用者のために必要な情報を記載している。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。

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