検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 91 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

軽水炉燃料の事故時挙動解析コードRANNSの反応度事故解析モデル開発

宇田川 豊; 鈴木 元衛; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2014-025, 27 Pages, 2015/02

JAEA-Data-Code-2014-025.pdf:2.53MB

軽水炉燃料の事故時挙動解析コードRANNSの開発が進められている。RANNSは、同じく軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として開発・整備が進められているFEMAXI-7(2014年現在)の事故解析向けバージョンであり、特に反応度事故(RIA)条件下の熱的及び力学的挙動の解析をその主たる目的としている。本報告は、原子炉安全性研究炉(NSRR)におけるRIA模擬実験データのRANNSによる解析を通じて近年行われた、高燃焼度燃料のRIA時挙動で特に重要なペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に関する解析精度向上を目的としたRIA解析モデルの開発・検証について整理したものである。具体的には、燃料の力学的な挙動に関しては、ペレットリロケーションモデル、ペレット降伏応力モデル、ペレット-被覆管の力学的なボンディングモデル、及び被覆管の破損限界評価モデル等について、また熱的な挙動に関しては、被覆管表面で生じる核沸騰離脱及びそれに続く遷移沸騰、膜沸騰時の実効的な被覆管-冷却材間熱伝達モデルについて整理した。

論文

Experimental analysis with RANNS code on boiling heat transfer from fuel rod surface to coolant water under reactivity-initiated accident conditions

宇田川 豊; 杉山 智之; 鈴木 元衛; 天谷 政樹

IAEA-TECDOC-CD-1775; Proceedings of Modelling of Water Cooled Fuel Including Design Basis and Severe Accidents (CD-ROM), p.200 - 219, 2015/00

In order to promote a better understanding of the temperature evolution of fuel rod under reactivity initiated accident (RIA) conditions, we have investigated the effects of coolant subcooling, flow velocity, pressure, and cladding pre-irradiation on the heat transfer from fuel rod surface to coolant water during RIA boiling transient, based on a computational analysis with the RANNS code on the transient data from RIA-simulating experiments in the NSRR. The analysis showed that the film boiling heat transfer coefficients during RIA boiling transient increase with coolant subcooling, flow velocity, and pressure as predicted by the model for stable film boiling. The estimated boiling heat transfer coefficients were significantly larger than those predicted by semi-empirical correlations for stable film boiling. The analysis also suggested that the heat transfers during both transition and film boiling phases are strongly enhanced by pre-irradiation of the cladding.

報告書

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-7のモデルと構造(改訂版)

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2013-014, 382 Pages, 2014/03

JAEA-Data-Code-2013-014.pdf:16.36MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードの最新バージョンとして、ソースコードの整備及び解読の効率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張を容易にした。また、新しいモデルを追加するとともに、ユーザーの使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。本報告は、FEMAXI-7の設計、基本理論と構造、モデルと数値解法、改良と拡張、採用した物性値等を詳述した最初の報告書JAEA-Data/Code 2010-035の改訂版である。その後3年を経て、モデルに関する説明の追加・整理を行い、改訂版とした。

論文

Simulation of the fracture behavior of zircaloy-4 cladding under reactivity-initiated accident conditions with a damage mechanics model combined with fuel performance codes FEMAXI-7 and RANNS

宇田川 豊; 三原 武; 杉山 智之; 鈴木 元衛; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(2), p.208 - 219, 2014/02

AA2013-0436.pdf:3.87MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate the detailed processes of pellet cladding mechanical interaction (PCMI) failure, a continuum damage mechanics model using FEM calculations was proposed to be applied to analyses of the RIA-simulated NSRR tests with unirradiated and pre-hydrided claddings. The simulation made reasonable prediction regarding with cladding fracture strain in hoop direction and reproduced the typical fracture behaviour under PCMI loading characterized by a ductile shear zone. The effect of a local temperature rise in the cladding inner region on the failure strain was found to be less than 5%. Failure strains predicted under a plane strain loading were smaller by 20-30% than those predicted under equi-biaxial tensions between the hoop and the axial directions.

報告書

Input/output manual of light water reactor fuel performance code FEMAXI-7 and its related codes

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久

JAEA-Data/Code 2013-009, 306 Pages, 2013/10

JAEA-Data-Code-2013-009.pdf:5.73MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。このモデルと内部構造、機能の詳細に関する文書は別のJAEA-Data/Codeとして刊行される。本マニュアルは、これと対をなすもので、FEMAXI-7及び関連コードのファイルの内容、入出力の方法、サンプル入出力、ソースの修正方法、サブルーチン構造、内部変数などについて詳述し、FEMAXI-7による燃料解析の具体的方法を説明したものである。

報告書

Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-7; Model and structure

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久

JAEA-Data/Code 2013-005, 382 Pages, 2013/07

JAEA-Data-Code-2013-005.pdf:6.4MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、ソースコードの整備及び解読の効率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張を容易にした。また、新しいモデルを追加するとともに、ユーザーの使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。これらによりFEMAXI-7は高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析に対する強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-7の設計、基本理論と構造、モデルと数値解法、改良と拡張、採用した物性値等を詳述したものである。

論文

Stress biaxiality in high-burnup PWR fuel cladding under reactivity-initiated accident conditions

宇田川 豊; 杉山 智之; 鈴木 元衛; 永瀬 文久

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.645 - 653, 2013/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:72.76(Nuclear Science & Technology)

In order to promote a better understanding of failure mechanisms of high-burnup PWR fuels under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, stress biaxiality in cladding has been estimated for the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase. The estimation was based on an analysis of the transient elongations of a pellet stack and a cladding tube measured in RIA-simulating experiments in the nuclear safety research reactor (NSRR) using the RANNS code. Stress biaxiality in the high-burnup PWR fuel cladding during the PCMI phase has been estimated to be 0.7-0.8 on average at the mid wall of the cladding. A comparison to fresh fuel test results and a sensitivity analysis showed that the effects of burnup and pulse width on cladding stress biaxiality are less than 10% for the investigated range. The present analysis also indicated that pellet-cladding friction is strong and that the cladding constraint on pellet stack elongation is significant irrespective of burnup.

論文

Simple formula to evaluate helium production amount in fast reactor MA-containing MOX fuel and its accuracy

秋江 拓志; 佐藤 勇; 鈴木 元衛; 芹澤 弘幸; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(1), p.107 - 121, 2013/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

高速炉燃料中のヘリウム生成量を評価するための簡易式を作成した。既存の燃料ふるまいコード内でサブルーチンとして使用するために、評価式は精度よりも簡易性と速さに重点を置いた。簡易式の精度を確認するために、SWATコードを用いた詳細計算及び「常陽」炉照射燃料棒の照射後試験(PIE)結果との比較を行った。その結果、簡易式によるヘリウム生成量と詳細計算及びPIE結果との差は10%程度以下であった。これらの結果に基づいて、本簡易式は高速炉燃料中のヘリウムふるまいシミュレーションのために燃料ふるまい解析コードに組み込まれた。

論文

FEMAXI-7 analysis on behavior of medium and high burnup BWR fuels during base-irradiation and power ramp

扇柳 仁; 塙 悟史; 鈴木 元衛; 永瀬 文久

Nuclear Engineering and Design, 253, p.77 - 85, 2012/12

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

$$sim$$高燃焼度BWR燃料の発電炉ベース照射中及び研究炉出力急昇試験中の照射挙動を、燃料挙動解析コードFEMAXI-7を用いて評価した。ベース照射後のFPガス放出率(FGR)及び出力急昇試験前後の被覆管外径プロファイルの計算値は、照射後試験による実測値とほぼ一致した。出力急昇試験中のFGRに関しては、Turnbullモデルによって得られるFPガスのペレット内拡散係数を100倍にすることで、既存のFGRモデルを用いて燃料中心温度1800$$^{circ}$$CまでのFGRを再現できることがわかった。出力急昇試験前後の被覆管のリッジング変形に関しては、FEMAXI-7の二次元局所PCMI解析により、PIEデータをほぼ再現できた。以上の結果から、FEMAXI-7により、中$$sim$$高燃焼度BWR燃料における複雑な熱的・機械的相互作用を適切に評価できることが示された。

論文

Model development and verifications for fission gas inventory and release from high burnup PWR fuel during simulated reactivity-initiated accident experiment at NSRR

鈴木 元衛; 宇田川 豊; 杉山 智之; 永瀬 文久

Proceedings of Annual Topical Meeting on Water Reactor Fuel Performance (TopFuel 2012) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2012/09

原子力機構のNSRRにおいて反応度事故模擬条件下でパルス照射された高燃焼度PWR燃料のFPガス放出ふるまいを解析した。FPガス放出モデルは二つの部分からなる。一つめは、FEMAXI-7コードによる、ベース照射期間の粒界ガスバブル成長の計算である。二つ目は、反応度事故実験において急速加熱されるペレットの粒界分離によるFPガス急速放出であり、これはRANNSで計算する。計算値と実測値を比較した結果、ペレット中のガス量とガス放出量はおおむねの一致を見た。

報告書

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-7及び関連コードの入出力マニュアル

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊; 永瀬 文久

JAEA-Data/Code 2012-012, 374 Pages, 2012/07

JAEA-Data-Code-2012-012.pdf:5.39MB
JAEA-Data-Code-2012-012-appendix(CD-ROM).zip:0.08MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。このモデルと内部構造,機能の詳細は、既にJAEA-Data/Code 2010-035として刊行されている。本マニュアルは、これと対をなすもので、FEMAXI-7及び関連コードの扱い方,入出力の方法,ソースの修正方法,サブルーチンモジュール,内部変数などについて詳述し、FEMAXI-7による燃料解析の具体的方法を説明したものである。なお、JAEA-Data/Code 2010-035の修正部分も記述した。

論文

Verification of FEMAXI-7 code by using irradiation test in Halden reactor for He-pressurization effect on FGR of BWR fuels under power transient

塙 悟史; 扇柳 仁; 鈴木 元衛

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(5), p.516 - 525, 2012/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.35(Nuclear Science & Technology)

燃料挙動解析コードFEMAXI-7の検証を目的に、ハルデン炉で実施されたBWR燃料の照射試験結果をFEMAXI-7で解析した。ハルデン炉で実施された照射試験は、燃料棒内He加圧が出力過渡時のFGR挙動に及ぼす影響を調べるものである。なお、燃料棒は、ハルデン炉での約12年間のベース照射の後、Heガス加圧により燃料棒内を調整し出力過渡試験に供された。試験結果と解析の比較により、FEMAXI-7は試験で得られた燃料棒伸びやFGR変化をよく再現することが示された。また、解析結果に基づく考察より、FGR挙動にHe加圧の効果が認められなかった原因は、強いPCMIにより燃料棒内のガス移動が阻害されていたためであることが明らかとなった。

論文

Fundamental research on behavior of helium in MA-bearing oxide fuel

荒井 康夫; 芹澤 弘幸; 中島 邦久; 高野 公秀; 佐藤 勇; 勝山 幸三; 秋江 拓志; 鈴木 元衛; 白数 訓子; 芳賀 芳範; et al.

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

U燃料やU-Pu燃料に比較して照射中や保管中に多量のHeが生成する点は、MA含有燃料の特徴の一つである。本研究ではMA含有酸化物燃料中のHe挙動を理解するために、実験室規模の炉外試験,照射後試験並びにモデリング計算を実施した。炉外試験では、単結晶二酸化ウランを用いたHeの拡散係数の導出やキュリウム244のアルファ崩壊を利用した酸化物中へのHe蓄積の影響把握を行い、照射後試験では高速実験炉JOYOで照射した約0.5%のアメリシウムを含むMOX燃料中のHe挙動を調べた。モデリング計算では、燃料中でのHe生成,拡散,気相との平衡及び気相への放出などの素過程に基づくHe挙動モデルを作成し、これを既存の燃料挙動解析コードのサブルーチンに組込み、高速炉用MA含有MOX燃料中のHe挙動をシミュレートした。

論文

Code analysis on transient behavior of LWR MOX fuel during the test-irradiation in Halden reactor

鈴木 元衛; 永瀬 文久

Proceedings of 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/09

PWRでベース照射され、ハルデン炉で試験照射されたMOX燃料のふるまいを、解析コードの最新バージョンFEMAXI-7で解析した。計算条件には、ベース照射から試験照射まで一貫して線出力,出力密度プロファイル,冷却条件などを与え、燃料の温度,FPガス放出,被覆管変形等を求めた。試験照射における計算値を実測値と比較した結果、燃料温度,FPガス放出や内圧等の熱的解析結果では妥当な一致が得られたが、被覆管の変形は多くの要因の相互作用の結果、満足すべき計算結果を得るためにはモデルやそのパラメータの最適な組合せを分析・考慮する必要があることが示唆された。

論文

Influence of coolant temperature and power pulse width on fuel failure limit under reactivity-initiated accident conditions

杉山 智之; 宇田川 豊; 鈴木 元衛; 永瀬 文久

Proceedings of 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/09

原子力機構は、反応度事故時の軽水炉燃料の挙動を明らかにするため、NSRRを用いたパルス照射試験を実施している。NSRR実験はRIA時のペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)で生じる破損について燃焼度77GWd/tまでの燃料についてデータを提供してきた。特にPCMI破損限界は原子炉の安全審査において必要となる重要な情報である。しかし、NSRR実験では冷却材温度や出力パルス幅といった条件において実機で想定されるRIAとは異なる。したがって、NSRR実験データに基づいて実機条件下の破損限界を評価するためには、それらの条件の違いが破損限界に及ぼす影響を定量的に評価する必要がある。本論文では、一組の室温・高温実験で得られた実験データを示すとともに、このデータに基づいて行った冷却材温度と出力パルス幅の影響評価の方法について議論する。

報告書

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-7のモデルと構造

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 宇田川 豊

JAEA-Data/Code 2010-035, 361 Pages, 2011/03

JAEA-Data-Code-2010-035.pdf:4.25MB

FEMAXI-7は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-6に対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、ソースコードのメンテナンス・整備の能率化を図るためにサブルーチンやファンクションのモジュール化とコメント記述の充実を図り、コードのさらなる拡張に対する潜在的可能性を高めた。また、新しいモデルを追加するとともに、使いやすさにも考慮して多くのモデルのパラメータを整理した。これらによりFEMAXI-7は高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析に対する強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-7の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値等を詳述したものである。

報告書

FLWRのMOX燃料ふるまい予測のためのFEMAXI-6コードの検証

山路 哲史; 鈴木 元衛; 大久保 努

JAEA-Research 2010-029, 54 Pages, 2010/09

JAEA-Research-2010-029.pdf:3.07MB

本研究では、FEMAXI-6コードの軽水炉MOX燃料ふるまい予測に伴う不確実性と特に重要となるパラメータを明らかにした。検証には、ハルデン炉の照射データ(IFA-597.4 rod-10, rod-11, and IFA-514 rod-1)を用いた。取出燃焼度は最大で約40GWd/tMOX(IFA-514 rod-1)であった。検証の結果、FPガス放出率の予測誤差が特に大きく、そのほかにペレットのリロケーションモデル,焼きしまりスエリングモデルの影響が大きく、これらが燃料中心温度の予測結果に及ぼす影響が定量的に明らかになった。FEMAXI-6中のFPガス放出モデルは一般的なUO$$_{2}$$燃料の照射経験から構築され、パラメータが経験的に最適化されている。MOX燃料からのFPガス放出メカニズムはUO$$_{2}$$燃料のそれと基本的には同様と考えられるが、MOX燃料についてこれらのパラメータの最適化を検討する必要がある。そのためには、多くの照射データが必要となるが、その際、急激な変動を繰り返す出力履歴で照射された場合は、ペレットのリロケーション変化が大きな影響因子と考えられ、それを考慮する必要がある。

論文

FEMAXI-6 code verification with MOX fuels irradiated in Halden reactor

山路 哲史; 鈴木 元衛; 大久保 努

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(12), p.1152 - 1161, 2009/12

現行軽水炉の炉心の交換と最小限のシステム変更により早期のプルトニウムのマルチリサイクルを実現する革新的水冷却炉(FLWR)の燃料設計及びその健全性を評価するために、FEMAXI-6による約40GWd/tMOXまでのMOX燃料ふるまい解析の不確実性と特に重要となるモデルを明らかにした。検証計算にはHalden炉で照射された3本のMOX燃料(IFA-597.4 rod-10, rod-11, IFA-514 rod-1)の照射データ(TFDB)を用いた。検証の結果、特にFGR,ペレットの焼きしまり,スエリング、そしてリロケーションモデルが重要であることが示された。これらのうち、FGRモデルには大きな不確実性があり、そのためにFGRの計算結果には大きな予測誤差がある。一方で、他のモデルについては一般的なUO$$_{2}$$燃料と同程度の物性の変動幅をこれらのモデル中のパラメータに反映させれば、これらのモデルをMOX燃料の解析に用いることは妥当である。このとき、燃料中心温度の予測誤差としては測定値の上下5パーセント程度以内を期待できる。以上から、FEMAXI-6を用いてFLWRの燃料設計やふるまいを検討する場合はこれらの不確実性を考慮する必要がある。

論文

Stress intensity factor at the tip of cladding incipient crack in RIA-simulating experiments for high burnup PWR fuels

宇田川 豊; 鈴木 元衛; 杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(10), p.1012 - 1021, 2009/10

RIA-simulating experiments for high burnup PWR fuels have been performed in the NSRR and stress intensity factor $$K$$$$_{rm I}$$ I at the tip of cladding incipient crack has been evaluated in order to investigate its validity as a PCMI failure threshold in RIA conditions. An incipient crack depth was determined by observation of the metallographs. Hoop stress in cladding periphery during the pulse power transient was calculated by the RANNS code. Failure in elastic deformation range has never occurred with $$K$$$$_{rm I}$$ of less than 17 MPa m$$^{1/2}$$.

論文

Numerical analysis and simulation of behavior of high burnup PWR fuel pulse-irradiated in reactivity-initiated accident conditions

鈴木 元衛; 杉山 智之; 宇田川 豊; 永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of OECD/NEA Workshop on Nuclear Fuel Behaviour during Reactivity Initiated Accidents (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09

高燃焼度PWR燃料を用いて、高温高圧水中で行われた2ケースのNSRR実験をRANNSコードで解析した。一方のケースでは被覆管は破損し、他方のケースでは非破損であったがDNBが発生した。解析結果は破損した被覆管の金相観察と比較され、破損を決める条件が、初期クラック深さや温度,応力の観点から考察された。これらの評価に基づき、初期温度の効果に関する感度解析、及び商用炉での仮想的なパルス照射条件でのシミュレーションを行った。これらの結果を相互に比較し、被覆管の破損の可能性について考察した。

91 件中 1件目~20件目を表示