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論文

A Numerical study on local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool using the SIMMER-III code

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Annals of Nuclear Energy, 85, p.740 - 752, 2015/11

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2015.06.030
 被引用回数：26 パーセンタイル：90.46(Nuclear Science & Technology)

Studies on local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool are crucial to the analyses of severe accidents that could occur for sodium-cooled fast reactors (SFRs). To clarify the characteristics of this interaction, in recent years a series of simulated experiments, which covers a variety of conditions including much difference in water volume, melt temperature, water subcooling and water release site (pool surface or bottom), was conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, motivated by acquiring further evidence for understanding its mechanisms, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency, are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is confirmed that, similar to experiments, the water volume, melt temperature and water release site are observable to have remarkable impact on the interaction, while the role of water subcooling seems to be less prominent. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to the limited pressurization and resultant mechanical energy release for a given melt and water temperature within the non-film boiling range, even under a condition of much larger volume of water entrapped within the pool, should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

論文

SIMMER-III analyses of local fuel-coolant interactions in a simulated molten fuel pool; Effect of coolant quantity

Cheng, S.; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 神山 健司; 鈴木 徹; 飛田 吉春

Science and Technology of Nuclear Installations, 2015, p.964327_1 - 964327_14, 2015/00

https://doi.org/10.1155/2015/964327
 被引用回数：6 パーセンタイル：45.66(Nuclear Science & Technology)

To clarify the mechanisms underlying local fuel-coolant interactions (FCI) in a molten pool, in recent years several experimental tests, with comparatively larger difference in coolant volumes, were conducted at the Japan Atomic Energy Agency by delivering a given quantity of water into a molten pool formed with a low-melting-point alloy. In this study, to further understand this interaction, interaction characteristics including the pressure-buildup as well as mechanical energy release and its conversion efficiency are investigated using the SIMMER-III, an advanced fast reactor safety analysis code. It is found that the SIMMER-III code not only reasonably simulates the transient pressure and temperature variations during local FCIs, but also supports the limited tendency of pressurization and resultant mechanical energy release as observed from experiments when the volume of water delivered into the pool increases. The performed analyses also suggest that the most probable reason leading to such limited tendency should be primarily due to an isolation effect of vapor bubbles generated at the water-melt interface.

報告書

PLUTON: Three-group neutronic code for burnup analysis of isotope generation and depletion in highly irradiated LWR fuel rods

Lemehov, S.; 鈴木 元衛

JAERI-Data/Code 2001-025, 338 Pages, 2001/08

JAERI-Data-Code-2001-025.pdf:26.87MB

PLUTONコードは水炉のUO$$_{2}$$燃料、Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$入り燃料、不均一MOX燃料などのペレットにおける発熱密度、燃焼度、超ウラン元素の濃度、プルトニウム蓄積、核分裂性同位元素の減損、核分裂生成元素の濃度などの半径方向プロファイルを平均値とともに時間及び燃焼度の関数として算出する3群中性子反応燃焼解析コードである。本コードはWindows PC上で稼働するプログラムであり、ペレット内中性子減衰の理論的な形状関数を適用したので、非常に高速で正確な計算が容易に実行できる。本コードは、検証のために必要な実験データを提供するHalden炉の照射条件を内蔵している。計算対象の超ウラン元素は$$_{92}$$U$$^{233-239}$$, $$_{93}$$Np$$^{237-239}$$, $$_{94}$$Pu$$^{238-243}$$, $$_{95}$$Am$$^{241-244}$$ 及び $$_{96}$$Cm$$^{242-245}$$ である。また、扱うポイゾン性核分裂生成物元素は、$$_{54}$$Xe$$^{131, 133, 135}$$, $$_{48}$$Cd$$^{113}$$, $$_{62}$$Sm$$^{149, 151, 152}$$, $$_{64}$$Gd$$^{154-160}$$, $$_{63}$$Eu$$^{153, 155}$$, $$_{36}$$Kr$$^{83, 85}$$, $$_{42}$$Mo$$^{95}$$, $$_{43}$$Tc$$^{99}$$, $$_{45}$$Rh$$^{103}$$, $$_{47}$$Ag$$^{109}$$, $$_{53}$$I$$^{127, 129, 131}$$, $$_{55}$$Cs$$^{133}$$, $$_{57}$$La$$^{139}$$, $$_{59}$$Pr$$^{141}$$, $$_{60}$$Nd$$^{143-150}$$, $$_{61}$$Pm$$^{147}$$ である。扱うFPガス及び揮発性生成物元素は、$$_{36}$$Kr$$^{83-86}$$, $$_{54}$$Xe$$^{129-136}$$, $$_{52}$$Te$$^{125-130}$$, $$_{53}$$I$$^{127-131}$$, $$_{55}$$Cs$$^{133-137}$$ 及び $$_{56}$$Ba$$^{135-140}$$である。解析結果の検証は83GWd/tUの燃焼度までなされ、解析と実測データは満足すべき一致をみた。

論文

PLUTON: A Three-group model for the radial distribution of plutonium, burnup, and power profiles in highly irradiated LWR fuel rods

Lemehov, S.; 中村 仁一; 鈴木 元衛

Nuclear Technology, 133(2), p.153 - 168, 2001/02

https://doi.org/10.13182/NT01-A3166
 被引用回数：9 パーセンタイル：56.04(Nuclear Science & Technology)

新モデルPLUTONは、燃料ペレットの半径方向出力密度分布,プルトニウム蓄積、及び燃焼度プロファイルを、照射時間,運転条件及び原子炉システムを規定するパラメータ,燃料状態の関数として予測する。PLUTONモデルの予測値を濃縮度2.9$$sim$$8.25%及び燃焼度21000$$sim$$83000MWd/tの範囲で実測値と比較した。その結果、実測値のみならず、Lassmanらによる周知のコードTUBRNPによる計算値とも非常に良い一致を示した。この新モデルは、MOXを含むすべてのタイプの軽水炉燃料に適用可能である。

報告書

On the development of LWR fuel analysis code, 1; Analysis of FEMAXI code and proposal of a new model

Lemehov, S.; 鈴木 元衛

JAERI-Research 99-069, p.43 - 0, 2000/01

JAERI-Research-99-069.pdf:2.05MB

本報告では、FEMAXI-Vコードのモデルの特徴のレビュー、及び被覆管クリープの、照射誘起微細組織変化に基づく新しい理論的モデルの提案をまとめた。高燃焼度における燃料マトリックスへのPu蓄積及び半径方向出力プロファイルの不均一性は、被覆管の照射誘起クリープ、FPガス放出、燃料熱伝導率低下、リム層ポーラスバンド生成、それと関連したスェリングなどの現象と相互に関連することにより燃料ふるまいに大きく影響することを指摘した。また、被覆管のクリープに関して提案した新モデルは、一般的な形に定式化されているので、炉外試験で得られた機械的性質を用いて、定常状態及び過渡変化時のZrベースの被覆管のふるまいの解析に対して柔軟に適用可能となる。本モデルは、実験データにより評価されたが、今後特に出力変動時及び過渡時について検証が必要である。

報告書

15keVから500keVまでの鉛遮蔽材におけるビーム状斜入射光子再生効果

浅野 芳裕; 杉田 武志*

JAERI-Research 96-001, 164 Pages, 1996/01

JAERI-Research-96-001.pdf:5.03MB

ペンシルビーム状で、かつ斜入射の場合、および等方放射の場合の再生効果を鉛遮蔽について、モンテカルロ電磁力カスケードコードEGS4で計算し、グラフおよび表にまとめた。また、垂直一様入射の場合の再生係数を表わすのに使用されるGP法と比較し、入射角度が小さい場合は5mfPの範囲内で、それ以外では、10mfPの範囲内で良い一致をみた。検出器のサイズが再生効果に及ぼす影響についても検討した。これらの結果、放射光遮蔽計算で有効である点減衰核法にGP法で得られる再生係数を用いても良いことを確認した。

論文

Detailed investigation of the buildup factors and spectra for point isotropic gamma-ray sources in the vicinity of the K edge in lead

田中 俊一; 竹内 清*

Nuclear Science and Engineering, 93, p.376 - 385, 1986/00

https://doi.org/10.13182/NSE86-A18473
 被引用回数：21 パーセンタイル：87.5(Nuclear Science & Technology)

点等方線源の鉛のK殻近傍での再生係数とスペクトルに関し、詳細な検討をPALLASコードを用いて行った。本研究では、0.09~0.3MeVまでのガンマ線線源に対し、特性X線を考慮して40mfpまでの照射および吸収線量再生係数を計算すると共に、特性X線を考慮することによって生じるK殻近傍でのガンマ線の輸送現象の特長をエネルギスペクトル等により検討を加えた。この結果、特性X線はガンマ線線量率に対し、それを無視した場合と比べ2桁以上大きな値をもたらすこと、また、ある条件下では鉛遮蔽の設置は線量率の増加を引き起こすことなどが示された。

報告書

Exposure,Dose-Equivalent and Absorbed-Dose Buildup Factors of Gamma Rays for Plane Normal and Isotropic Incidences on Water,Concrete,Iron and Lead

田中 俊一; 竹内 清*

JAERI-M 84-018, 31 Pages, 1984/02

JAERI-M-84-018.pdf:1.12MB

平板垂直入射および等方入射ガンマ線について、小、中および大の原子番号を持つ典型的な物質である水、コンクリート、鉄、鉛に対して、ディスクリート・オーディネート直接積分コードPALLAS-PL、SP-Brを用いて照射、線量等量および吸収線量再生係数を計算した。これらのデータはコンプトン散乱、制動放射および消減ガンマ線に起因する二次光子線源を考慮して求められている。計算された再生係数は各物質毎に深さ40mfpまでについて、入射エネルギが0.1MeVから15MeV(ただし、鉛については0.4MeV~15MeV)までの各エネルギに対し表の形にまとめられている。

論文

Buildup factors of gamma rays including bremsstrahlung and annihilation radiation for water,concrete,iron and lead

竹内 清*; 田中 俊一

Nuclear Science and Engineering, 87, p.478 - 489, 1984/00

https://doi.org/10.13182/NSE84-A18514
 被引用回数：22 パーセンタイル：95.83(Nuclear Science & Technology)

平板垂直入射および平板等方入射ガンマ線の照射再生係数を典型的な軽核、中重核、重核である水、コンクリート、鉄、鉛に対してディスクリート・オーディネート直接積分コードPALLAS-PL,SP-Brを用いて計算した。これらのデータはコンプトン散乱、制動放射および消滅による二次光子の効果を含んでいる。制動放射線は重い物質の高エネルギー光子に対する照射再生係数に大きな影響を持つ。計算精度は平板水力入射6.2MeVおよび平板等方入射の8MeVガンマ線の鉛透過エネルギースペクトルおよび減衰線量についてPALLAS計算と実験との比較により、さらに0.5MeVおよび3.0MeV平板垂直入射線源からのガンマ線に対して水の照射再生係数について他の計算との比較により確められた。計算された再生係数の各物質について40mfpの深さまで鉛の0.4~15MeV以外は全て0.1~15MeVの入射エネルギーに対して表の形にまとめた。

報告書

核分裂生成物の核データ・ライブラリー作成コード:PROFP-Y

井原 均; 松本 純一郎; 田坂 完二; 中嶋 龍三*; 秋山 雅胤*; 吉田 正*

JAERI-M 9714, 132 Pages, 1981/10

JAERI-M-9714.pdf:3.58MB

核分裂生成物の生成崩壊を解析するコードDCHAIN、FPGSの核分裂収率データ作成、核データ・ライブラリーの編集、検索、データの修正の機能を持つ計算機コード、PROFP-Yの内容の報告書である。このコードを用いて、シグマ委員会;崩壊熱評価ワーキング・グループにおいて作られた崩壊データ・ファイル(JNDC FP Decay Data File:JAERI-M9357)とRinder-Meekにより整備された核分裂収率を基に崩壊熱計算用ライブラリーが作成された。現在実験データとの比較検討、それによるファイルの改善がなされつつあり、大変に良い結果を得ている。このコードはデータの修正や置換えが容易に行なえるように工夫されており、崩壊熱の感度解析などに大変有用である。

論文

Transport calculation of gamma rays including bremsstrahlung by discrete ordinates code PALLAS

竹内 清*; 田中 俊一; 金野 正晴*

Nuclear Science and Engineering, 78, p.273 - 283, 1981/00

https://doi.org/10.13182/NSE81-A20304
 被引用回数：27 パーセンタイル：92.52(Nuclear Science & Technology)

制動輻射線を含むガンマ線の輸送計算を行なうため、Discrete Ordinates直接積分法によう遮蔽計算コード、PALLASの改良が行われた。本法では、一次ガンマ線と媒質との相互作用によって生まれる電子のエネルギ分布と強度を計算し、次に媒質中において電子の連続減速モデルを適用することにより制動輻射線を評価している。 本研究では、幾つかの実験結果との比較も行われ、本手法とコードの正しさが証明された。また、doseビルドアップ係数に占める制動輻射線の寄与についても調べられ、鉛やタングステンのような重い物質の場合、制動輻射線の寄与は無視できないことなども明らかにされた。

論文

被照射物の実効原子番号,$$gamma$$線エネルギー,$$gamma$$線透過距離を変数とする各種ビルドアップ係数の近似式

星 龍夫

Radioisotopes, 30(2), p.67 - 72, 1981/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.30.2_67

点状等方$$gamma$$線源によって照射される被照射物中のビルドアップ係数の決定を容易にするため、エネルギー、線量、エネルギー吸収に関する各種ビルドアップ係数の近似式を求めた。これらの近似式は15個または17個の係数をもち被照射物の実効原子番号(Z)、$$gamma$$線エネルギー(E)と平均自由行程を単位とした$$gamma$$線透過距離($$mu$$r)の関数として表される。照射装置の設計に必要なZ,E,$$mu$$rの範囲すなわち7.42≦Z≦26、0.5≦E(Mev)≦4、0≦$$mu$$r≦10の範囲内でGoldstein、Wilkinsによるビルドアップ係数の値と本近似式による値を比較した。これより本近似式の最大相対誤差は、エネルギー、線量、エネルギー吸収に関するビルドアップ係数に対して、それぞれ$$pm$$5.2、$$pm$$4.3、$$pm$$3.5%であることがわかった。

論文

Some consideration of dose buildup factor for $$^{6}$$$$^{0}$$Co cylindrical source with shell-shaped shield

古田 悠; 金森 信彦*

Nuclear Science and Engineering, 33, p.340 - 341, 1968/00

https://doi.org/10.13182/NSE68-A19243
 被引用回数：1

抄録なし

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