MAAP code analysis for the in-vessel phase of Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 and comparison of the results among Units 1 to 3

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; 下村 健太; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 422, p.113088_1 - 113088_24, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113088

The accident progression of the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 1 was analyzed using the MAAP code. Although there is a large uncertainty in the initial stage of accident progression behavior in Unit 1 with little measurement data, it is presumed to have similarities to that of Unit 3. As a result, in Unit 1, since there was almost no alternative water injection during the in-vessel phase, cooling of the debris transferred to the lower plenum was small. It was likely that a large molten pool of metals had formed, and that the steam supply to the high-temperature core materials was suppressed and metal oxidation was relatively small. The analysis results for Unit 1 were compared with those for Units 2 and 3, and differences between units such as the thermal conditions of the debris that relocated to the pedestal and the degree of metal oxidation were shown.

Study on the basic core analysis of the new STACY

郡司 智; 吉川 智輝; 荒木 祥平; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 8 Pages, 2023/10

燃料デブリの組成や特性は不確かであるため、安全評価に用いる計算コードや核データの妥当性を検証するための臨界実験が必要である。このため、原子力機構は「STACY」と呼ばれる臨界実験装置の更新改造を進めてきた。新STACYの初臨界は、2024年春に予定されている。本論文では、新STACYの初臨界時の炉心構成について検討した結果を報告する。初臨界時には、中性子減速条件の異なる2組の格子板(間隔は1.50cmと1.27cm)が用意される。しかし、使用可能なUO燃料棒の本数には400本までの制限がある。また、初臨界の臨界水高さを95cm程度に設定したい。これは、アルミニウム合金製の中間格子板(高さ約98cm)の有する反応度影響を回避するためである。この条件を満たす初臨界の炉心配置を計算機解析で構築した。最適な減速条件に近い1.50cmの格子板を用いた正方形の炉心構成では、臨界に達するまでに261本の燃料棒が必要である。1.27cmの格子板については、1.80cm間隔で市松模様に燃料棒を配置した2つの炉心配置を検討した。一つは1.27cmと1.80cmの2つの領域を持つ炉心配置で、もう一つは1.80cmのみの炉心配置である。臨界に必要な燃料棒は、それぞれ341本と201本である。本論文では、これら3つの炉心構成とその計算モデルについて示す。

Inter-codes and nuclear data comparison under collaboration works between IRSN and JAEA

郡司 智; 荒木 祥平; 渡邉 友章; Fernex, F.*; Leclaire, N.*; Bardelay, A.*; 須山 賢也

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 9 Pages, 2023/10

フランス放射線防護・原子力安全研究所(IRSN)と日本原子力研究開発機構(JAEA)は、臨界安全分野において長年のパートナーシップを築いている。今回の共同研究でIRSNとJAEAは、JAEAが更新する新しい臨界実験装置STACYを用いた共同実験を計画している。STACY実験の計画で両機関が使用するコード(MVP3, MORET6など)や核データ(JENDL, JEFF)を比較するため、両機関がかつて所有していた臨界集合体であるApparatus BとTCAのICSBEPハンドブックからのベンチマーク、新しいSTACYの計算モデルについて計算結果の比較が実施された。新STACYの計算モデルを含め、数種類の中性子減速条件と臨界水高さを含む計算を行い、その計算結果には、核データライブラリの処理や形式に起因すると思われるわずかな系統的な差異があった。しかし、新しいコードと新しい核データを含む計算結果は、概して実験値とよく一致することがわかった。したがって、双方の有する計算ツールを新STACYの実験設計に利用することに問題はない。加えて、JENDL-5に含まれる新しいTSLデータが実効増倍率に与える影響についても計算解析で調査した。これらの計算結果に対する実験的検証は、両研究機関共同による新STACYの臨界実験によって行われる予定である。

MAAP code analysis focusing on the fuel debris condition in the lower head of the pressure vessel in Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station Unit 2

佐藤 一憲; 吉川 信治; 山下 拓哉; Cibula, M.*; 溝上 伸也*

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112205_1 - 112205_21, 2023/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112205

これまでのプラント内部調査、実験、コンピュータモデルシミュレーションから得られた最新の知見に基づき、福島第一原子力発電所2号機の原子炉圧力炉容器内フェーズに対するMAAP解析を実施した。2号機では、炉心物質が圧力容器の下部プレナムに移動し、そこで冷却材によって冷却されて固化したときのエンタルピーが比較的低かったと考えられる。MAAPコードは、炉心物質リロケーション期間中の炉心物質の酸化の程度を過小評価する傾向があるが、酸化に係るより信頼性の高い既存研究を活用することによって補正を行うことで、下部プレナム内の燃料デブリ状態の、より現実的な評価を行った。この評価により、2号機事故進展挙動に係る既往予測の基本的妥当性が確認され、今後の後続過程研究を進めるための詳細な境界条件を提供した。下部ヘッドの破損とペデスタルへのデブリ移行に至るデブリ再昇温プロセスに対処する将来研究に、本研究で得た境界条件を反映する必要がある。

自己出力型放射線検出器の出力電流値計算コードの作成; アルゴリズムの構築と計算結果の比較

柴田 裕司; 武内 伴照; 関 美沙紀; 柴田 晃; 中村 仁一; 井手 広史

JAEA-Data/Code 2021-018, 42 Pages, 2022/03

JAEA-Data-Code-2021-018.pdf:2.78MB
JAEA-Data-Code-2021-018-appendix(CD-ROM).zip:0.15MB

日本原子力研究開発機構大洗研究所に設置されている材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)では過去30年以上、多様な原子炉材料や照射技術及び計測装置の開発が行われてきた。その中では自己出力型の中性子検出器(Self-Powered Neutron Detectors: SPNDs)やガンマ線検出器(Self-Powered Gamma Detectors: SPGDs)の開発も行われており、複数の研究成果が報告されている。しかし、それら成果のほとんどは検出器の開発に関する創意工夫と炉内照射試験、コバルト60によるガンマ線照射試験の結果を整理又は考察したものであり、検出器出力の理論的な解析及び評価はあまり行われてこなかった。そこで、これら自己出力型放射線検出器の理論的な評価を行うための準備として1974年にH.D. WarrenとN.H. Shahが著した論文『Neutron and Gamma-Ray Effects on Self-Powered In-Core Radiation Detectors』を基に数値計算コードの作成を行った。本稿は作成した数値計算コードの内容について報告を行うものである。

radioactivedecay; A Python package for radioactive decay calculations

Malins, A.; Lemoine, T.*

Journal of Open Source Software (Internet), 7(71), p.3318_1 - 3318_6, 2022/03

https://doi.org/10.21105/joss.03318

radioactivedecay is a Python package for radioactive decay modelling. It contains functions to fetch decay data, define inventories of nuclides and perform decay calculations. The default nuclear decay dataset supplied with radioactivedecay is based on ICRP Publication 107, which covers 1252 radioisotopes of 97 elements. The code calculates an analytical solution to a matrix form of the decay chain differential equations using double or higher precision numerical operations. There are visualization functions for drawing decay chain diagrams and plotting activity decay curves.

Recent progress of a code system DEURACS toward deuteron nuclear data evaluation

中山 梓介; 岩本 修; 渡辺 幸信*

EPJ Web of Conferences, 239, p.03014_1 - 03014_4, 2020/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/202023903014

重陽子加速器を用いた大強度中性子源が、核融合炉材料の照射試験や医療用放射性同位体の製造といった様々な応用に対して提案されている。さらに近年では、重陽子核破砕反応を用いた核変換システムが長寿命核分裂生成物(LLFP)の核変換に対して提案されてもいる。これらの施設の設計研究には高精度かつ広範な重陽子核データが不可欠である。こうした状況の下、我々は重陽子入射反応用計算コードDEURACSを開発しているところである。本研究では、中性子や質量数4までの軽荷電粒子の放出の二重微分断面積や、核種生成断面積等、入射エネルギー200MeVまでの種々の物理量をDEURACSを用いて解析する。実験値との比較により、DEURACS内の理論モデルの妥当性を検証する。

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 5; Validation of a multi-phase model for eutectic reaction between molten stainless steel and BC

Liu, X.*; 守田 幸路*; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.47 - 51, 2019/09

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故評価において、原子炉臨界は共晶反応後の反応度変化による影響を受けるため、共晶溶融反応の研究が重要となる。本研究は、高速炉安全評価コードSIMMER-III及びBCを溶融ステンレス鋼(SS)プールに浸漬させる新しい実験を元に開発されたモデルを使った、検証解析の第一段階である。実験による模擬結果から、共晶材料再配置の全体挙動が明らかとなった。共晶反応では固体BC及び液体SSを消費し、その後、溶融SSが高温であることから反応の早い段階で液体共晶組成が生成された。溶融プール内で共晶材が動くことで、ホウ素が再分布した。プール内のホウ素濃度は、溶融SSが固体になった後に計測した。模擬結果は、ホウ素が溶融プール上部で堆積する傾向にあることを示しているが、これはプール内でより軽いホウ素に働く浮力によるものである。本研究では、共晶反応挙動の温度感度を調べるためBCペレット及びSSの初期温度を変えて、パラメータ研究も行っている。

線ビルドアップ係数のレビュー

松田 規宏; 大西 世紀*; 坂本 幸夫*; 延原 文祥*

平成29年度簡易遮蔽解析コードレビューワーキンググループ活動報告書 (インターネット), p.20 - 28, 2018/08

http://www.aesj.or.jp/~rst/H29_WG_report.pdf

本報告書は、日本原子力学会放射線工学部会簡易遮蔽解析コードレビューワーキンググループの平成28年1月から平成29年12月までの約2年間における活動をまとめたものである。われわれは、同報告書において、第4章「線ビルドアップ係数のレビュー」の解説を担当し、モンテカルロ法計算コードによる線ビルドアップ係数の計算方法等について解説し、モンテカルロ法計算コードで計算した線ビルドアップ係数と線ビルドアップ係数標準との差異の原因について調査した結果などを報告している。

Development of a code system DEURACS for theoretical analysis and prediction of deuteron-induced reactions

中山 梓介; 河野 広*; 渡辺 幸信*; 岩本 修; Ye, T.*; 緒方 一介*

EPJ Web of Conferences, 146, p.12025_1 - 12025_4, 2017/09

https://doi.org/10.1051/epjconf/201714612025

近年、重陽子加速器を使った大強度中性子源が様々な応用に対して提案されている。このような中性子源の設計のためには、高精度かつ広範な重陽子核データライブラリが必要不可欠である。それゆえ、我々はDEURACS (DEUteron-induced Reaction Analysis Code System)という、重陽子入射反応の解析と理論予測用の統合コードシステムを開発している。本研究では、反応の解析をこれまでよりも高い100MeV近傍まで拡張した上、DEURACSを80および100MeVにおける反応にも適用した。その結果、DEURACSの計算値はおよび反応の二重微分断面積の実験値を良く再現した。