Modeling of the P2M past fuel melting experiments with the FEMAXI-8 code

Mohamad, A. B.; 宇田川 豊

Nuclear Technology, 210(2), p.245 - 260, 2024/02

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2185061

In the Power to Melt and Maneuverability (P2M) project, a simulation exercise on two past power ramp experiments xM3 on medium burn-up rod and HBC4 on high burn-up rod were performed with the fuel performance code FEMAXI-8 to investigate the fuel behavior under high power and high-temperature conditions toward centerline fuel melting. In order to treat fuel melting, empirical melting temperature models have been incorporated into the FEMAXI-8 code. The present analysis gave reasonable predictions not only on cladding deformation but also on the fuel melting behavior of the HBC4 rod, in which the UO liquidus temperature was reached during the transient. On the other hand, model improvement appeared to be needed for a more accurate treatment of fuel melting behavior of the xM3 rod, in which fuel center temperature reached solidus line, whereas may not reached liquidus line. A reasonable agreement of estimated FGR with the measurement suggested that the high temperature FGR at the given conditions are essentially temperature dependent phenomenon: rate-limited primarily by thermally activated elementary processes such as fission gas diffusion.

Study on the effect of long-term high temperature irradiation on TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Dyussambayev, D.*; Askerbekov, S.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受; 坂場 成昭

Nuclear Engineering and Technology, 54(8), p.2792 - 2800, 2022/08

https://doi.org/10.1016/j.net.2022.02.026

In the core of the WWR-K reactor, a long-term irradiation of tri-structural isotopic (TRISO)-coated fuel particles (CFPs) with a UO kernel was carried out under normal operating conditions of the high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). This TRISO fuel was attained at the temperature of 950 to 1,100 C, and the uranium burnup of 9.9% FIMA (fission per initial metal atom) during the irradiation. The release of the gaseous fission product from the fuel was measured in-pile, and its release-to-birth (R/B) ratio was evaluated using the model developed in the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) project. After the irradiation test, fuel compacts were subjected to electric dissociation and nondestructive inspections such as X-ray radiography and gamma spectrometry. Finally, it was concluded that integrity of the TRISO fuel irradiated at approximately 9.9% FIMA was demonstrated, and a low fuel failure fraction and a low R/B measured with krypton-88 indicated good performance and reliability of the high burnup TRISO fuel.

原子力科学研究所における原子力施設管理の継続的改善活動(2021年)

施設管理最適化タスクフォース

JAEA-Technology 2022-006, 80 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-006.pdf:4.24MB

2020年4月1日の原子炉等規制法改正とその経過措置を経て2020年度から始められた新しい原子力規制検査制度(新検査制度)に的確に対応するとともに、その運用状況を施設管理の継続的改善に反映していくため、日本原子力研究開発機構原子力科学研究所に「施設管理最適化タスクフォース」を設置し、2020年11月から課題の整理及び改善策の検討を行った。2021年のタスクフォース活動では、新検査制度の基本方策の一つ「グレーデッドアプローチ」を考慮しつつ、「保全重要度分類とそれに基づく保全方式及び検査区分」並びに「施設管理目標(保安活動指標PI)の設定及び評価」について課題を整理した上で具体的な改善提案を取りまとめた。これら検討結果については、原子力科学研究所の所管施設(試験研究炉、核燃料使用施設、放射性廃棄物取扱施設)の施設管理に適宜反映し、その運用状況を踏まえ更なる改善事項があれば、翌年度以降の活動に反映していくこととする。

OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Influence of pellet geometry and gap size

Soba, A.*; Prudil, A.*; Zhang, J.*; Dethioux, A.*; Han, Z.*; Dostal, M.*; Matocha, V.*; Marelle, V.*; Lasnel-Payan, J.*; Kulacsy, K.*; et al.

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

The NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) proposed a benchmark on fuel performance codes modeling of pellet-cladding mechanical interation (PCMI). The aim of the benchmark was to improve understanding and modeling of PCMI amongst NEA member organizations. This was achieved by comparing PCMI predictions for a number of specified cases. The results of the two hypothetical cases (1 and 2) were presented earlier. The two final cases (3 and 4) are comparison between calculations and measurements, which will be published as NEA reports. This paper focuses on Case 3, which consists of eight beginning of life (BOL) sub-cases (3a to 3h) each with different pellet designs that have undergone ramping in the Halden Reactor. The aforementioned experiments are known as the IFA-118 experiments and were performed from 1969 to 1970. The variations between cases include four different pellets dimensions (7, 14, 20 and 30 mm of height), two different gapsizes between pellet-cladding (40 and 100 microns) and three variations on pellet face geometry (flat, dishing and dishing with chamfer). Such diversity has allowed exploring the codes sensitivity to these individual factors.

日本原子力研究開発機構における2020年度新原子力規制検査制度に対応するための新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入

曽野 浩樹; 助川 和弘; 野村 紀男; 奥田 英一; 保全計画検討チーム; 品質管理検討チーム; 検査制度見直し等検討会

JAEA-Technology 2020-013, 460 Pages, 2020/11

JAEA-Technology-2020-013.pdf:13.46MB

2020年4月1日施行の原子炉等規制法及び関係法令に基づき行われる新しい原子力規制検査制度(新検査制度)の導入準備として、日本原子力研究開発機構(原子力機構)所管の新検査制度対象7事業施設(研究開発段階発電用原子炉施設,再処理施設,加工施設,廃棄物管理施設,廃棄物埋設施設,試験研究用原子炉施設及び核燃料物質使用施設)を対象に、それら施設の多様性,特殊性及び類似性を考慮しつつ、原子力規制検査に対応するための運用ガイド6種「保全文書ガイド」,「独立検査ガイド」,「溶接検査ガイド」,「フリーアクセス対応ガイド」,「PI設定評価ガイド」及び「CAP対応ガイド」を策定した。また、新検査制度下での品質マネジメントシステム及び保安規定の改定案を検討し、原子力機構内で典型的な規定類のひな形として取りまとめ、新たな保安・保全・品質管理活動体制の導入を完了した。規制当局及び事業者ともに新検査制度の運用に係る細部の調整は、新検査制度本運用後(2020年4月以降)も継続していることから、今後の本運用の実施状況とその調整結果を踏まえ継続的・段階的に改善していくこととする。

Analytical study of SPERT-CDC test 859 using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS

谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107188

The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.

地層処分システムの性能を評価するための熱力学データベースの整備; OECD/NEAのTDBプロジェクトと国内外の整備状況

北村 暁

日本原子力学会誌ATOMO, 62(1), p.23 - 28, 2020/01

高レベル放射性廃棄物や地層処分相当TRU廃棄物などの地層処分システムの性能を評価することを目的として、廃棄体が地下水に接触したあとの放射性核種の溶解および錯生成挙動を評価するために使用する熱力学データベース(TDB)が国内外で整備されている。本報告では、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)が実施している国際プロジェクトを中心に、わが国および欧米各国で整備されているTDBを概説する。

福島第一原子力発電所における事故対応ワークロード分析に基づく緊急時対応力向上に関する研究

吉澤 厚文*; 大場 恭子; 北村 正晴*

日本原子力学会和文論文誌, 18(2), p.55 - 68, 2019/06

https://doi.org/10.3327/taesj.J18.041

本研究は、東京電力福島第一原子力発電所の緊急時対策本部における事故時のワークロードマネジメントを分析することにより、緊急時対応力向上を目的としたものである。選定した事象は、緊急時対応力が求められた福島第一原子力発電所の3号機におけるHPCIの停止による原子炉注水停止から、原子炉への注水回復を暫定的に回復することに成功した時間帯の緊急時対策本部の対応である。テレビ会議システムの映像を文字起こししたデータを基本データとし、会議録では事実関係の把握が難しい時には、各報告書や調書を参照した。また、ワークロードマネジメントを評価する手法は、Crew Resource Managementの手法を参照した。本研究により、発電所対策本部のワークロードマネジメントの実態が明らかになるとともに、緊急対応力向上のために、発電所対策本部および関係する外部組織に求められる課題が明らかになった。

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の開発; 軽水炉燃料挙動モデルの改良と総合性能の検証

宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB

FEMAXI-8は、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原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。

Multi-threading performance of Geant4, MCNP6, and PHITS Monte Carlo codes for tetrahedral-mesh geometry

Han, M. C.*; Yeom, Y. S.*; Lee, H. S.*; Shin, B.*; Kim, C. H.*; 古田 琢哉

Physics in Medicine & Biology, 63(9), p.09NT02_1 - 09NT02_9, 2018/05

https://doi.org/10.1088/1361-6560/aabd20

輸送計算コードGeant4, MCNP6, PHITSのマルチスレッド並列計算の実行性能について、異なる複雑さを持つ三体の四面体メッシュファントムを用いて調査した。ここでは、光子と中性子の輸送計算を実行し、初期化にかかる時間、輸送計算の時間及び、メモリ使用量と並列スレッド数の増加に対する相関関係を評価した。初期化にかかる時間は、ファントムの複雑化に伴い増加するものの、並列スレッド数にはあまり依存しないという傾向が三つ全ての計算コードで見られた。輸送計算の時間については、マルチスレッド並列計算に独立タリーの設計を採用しているGeant4では高い並列化効率(40並列で30倍の高速化)が見られたのに対し、MCNP6及びPHITSではタリー共有化による遅延のために、並列スレッド数増加に対する高速化の頭落ちが見られた(40並列でもMCNPは10倍、PHITSは数倍の高速化)。その一方で、Geant4は計算に必要なメモリ容量が大きく、並列スレッド数増加に対するメモリ使用量の増加もMCNP6やPHITSに比べて大きいことが分かった。また、PHITSの特筆すべき点として、メモリ使用量はファントムの複雑さやスレッド数によらず、他の二つの計算コードに比べて、顕著に小さいことも分かった。