Measurement of transient fission gas release from high-burnup MOX fuel under a simulated reactivity-initiated accident condition using fission gas dynamics testing technique

谷口 良徳; 浦野 建太; 三原 武; 宇田川 豊; 垣内 一雄; 勝山 仁哉

Proceedings of TopFuel 2025; Nuclear Reactor Fuel Performance Conference (Internet), p.1292 - 1301, 2025/10

To investigate the fission gas release behavior of MOX fuel under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, a RIA-simulated test on a high-burnup MOX fuel irradiated up to about 64.5 GWd/t (Test FGD-3) was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in JAEA by using recently developed Fission Gas Dynamics (FGD) testing technique. The concept of the FGD tests is to evaluate fission gas release during RIA-simulated test by measuring the pressure transient inside a rigid chamber containing the test fuel rod. We utilize Linear Variable Differential Transformer (LVDT)-type pressure sensor which less affected by gamma and/or neutron field in the NSRR core than conventional strain gauge-type pressure sensor. The maximum fuel enthalpy during Test FGD-3 was evaluated as 276 J/g, which is almost the same value as that of a previous FGD test on a high-burnup UO fuel (about 61 GWd/t) (Test FGD-2). The measured pressure increased from 0.1 MPa to eventually stabilized at about 0.75 MPa: this increase of pressure roughly corresponds to a transient FGR of about 28%, which is higher than that obtained in Test FGD-2 (about 18%). Sensitivity analyses of effective gas permeability for axial gas communication inside the FGD-3 test fuel rod using fuel performance code RANNS showed that apparent gas permeability of the FGD-3 fuel was much higher than that of the FGD-2 fuel. These results suggest that transient fission gas release from high-burnup MOX fuel exceeds that from UO fuel with similar burnup levels, and a significant portion released shortly after energy injection.

Model updates and performance evaluations on fuel performance code FEMAXI-8 for light water reactor fuel analysis

宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.461 - 470, 2019/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1595766

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・整備を進めてきた解析コードである。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FEMAXI-7に対し、ペレットクラックや核分裂生成物ガス挙動の新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し等の改良を行い、性能向上を図った。本論文では最近のモデル改良を経たFEMAXI-8を対象に、168ケースの照射試験ケースで得られた実測データを用いた総合的な予測性能検証を実施し、燃料中心温度やFPガス放出率について妥当な予測を与えることを示した。また別途実施したベンチマーク解析により、数値計算の安定性や計算速度についても前バージョンからの大幅な改善を確認した。

連続エネルギモンテカルロコードMVP, MCNP及び核計算コードSRACを使用する統合化燃焼計算コードシステム; SWAT4.0

鹿島 陽夫; 須山 賢也; 高田 友幸*

JAEA-Data/Code 2014-028, 152 Pages, 2015/03

JAEA-Data-Code-2014-028.pdf:13.39MB

SWATには、その開発の経緯から、中性子輸送計算モジュールに決定論的解法を用いたSRACを使用するSWAT改訂版と、連続エネルギモンテカルロコードMVPまたはMCNP5を使用するSWAT3.1の二つのバージョンが存在する。連続エネルギモンテカルロコードによる計算は、原子力機構のスーパーコンピュータを使用しても1ケースの計算に数時間を要する。また、SWAT改訂版では、複数の燃焼領域を有する場合の実効断面積の作成と任意の燃料形状への適用に問題があったため、2次元燃焼計算が実質的に不可能であった。そこで、決定論的解法を使用しており計算時間が短いSARC2006を外部モジュールとして呼び出して燃焼計算を実施する機能をSWAT3.1に追加したSWAT4.0を開発した。SWAT4.0では、SRAC2006の入力のテンプレートをSWATの入力に与えておき、燃焼領域の原子個数密度を燃焼ステップ毎に入れ替えながらSRAC2006により実効断面積を作成することにより、2次元燃焼計算が可能となっている。本レポートはSWAT4.0の概要と入力データの説明及び利用例を示す。

Validation of integrated burnup code system SWAT2 by the analyses of isotopic composition of spent nuclear fuel

須山 賢也; 望月 弘樹*; 奥野 浩; 三好 慶典

Proceedings of International Conference on Physics of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems; Global Developments (PHYSOR 2004) (CD-ROM), 10 Pages, 2004/04

本研究では、改良されたSWATシステム、すなわち、一点炉燃焼計算コードORIGEN2と連続エネルギーモンテカルロコードMVPを組合せたコードシステムであるSWAT2の検証を、照射後試験(PIE)の解析によって行った。幾つかの同位体については、SWATとSWAT2の計算結果に差が見られた。しかしながら、一般には、その差は、以前のSWATの検証時に報告されたPIE解析の誤差よりは小さく、さらに、幾つかの重要な核分裂生成物の計算結果が向上した。本報告はまた、単一ピンセル体系と集合体体系の差についても言及する。

Validation of minor actinide cross sections by studying samples irradiated for 492 days at the dounreay prototype fast reactor, 2; Burnup calculations

辻本 和文; 河野 信昭; 篠原 伸夫; 桜井 健; 中原 嘉則; 向山 武彦; Raman, S.*

Nuclear Science and Engineering, 144(2), p.129 - 141, 2003/06

https://doi.org/10.13182/NSE03-A2348

マイナーアクチノイドの断面積データの検証のため、アクチノイドサンプルが英国PFRにおいて全出力換算日で492日間照射された。照射されたサンプルは、原研と米国オークリッジ国立研究所で成分分析された。お互いに独立なこれらの分析により、非常に有用な放射化学分析結果が得られた。主要核種(U and Pu)とドジメータサンプルの予備燃焼解析結果をもとに、サンプル照射位置での中性子束を決定した。この論文(Part.2)では、燃焼解析と実験結果との比較を行った。その結果、U, Pu, Am及びCmに対するFIMAは若干計算値は課題評価する傾向にあるもの、おおむね計算値と実験値はよく一致していた。しかしこれらの核種に対するNdの核分裂収率の誤差は非常に大きく、今後再評価していく必要があると考えられる。今回解析に用いたJENDL-3.2のMA核データに関しては、MAの核変換システムの概念検討には十分であるが、詳細設計を行うにはさらに改善されていく必要がある。幾つかの核種、特にPuとPuの断面積データは新たな測定データによる再評価が必要である。

Proceedings of Fuel Safety Research Specialists' Meeting; March 4-5, 2002, Tokai

燃料安全研究室

JAERI-Conf 2002-009, 491 Pages, 2002/08

JAERI-Conf-2002-009.pdf:102.1MB

2002年3月4,5日に、東海研究所で燃料安全研究専門家会合が原研主催で開催された。この会合の目的は、軽水炉の燃料安全にかかわる諸課題について、国内外の関係機関から参加した専門家との間で情報交換及び意見交換を行うこと、及び、原研における最近の燃料安全研究の成果及び今後の研究計画について討論することである。会合では、燃料研究の全般的状況、通常運転時及び事故時ふるまいの研究、シビアアクシデント時のFP放出ふるまい、及び「高度化軽水炉燃料試験計画」についての報告と討論がされた。あわせてポスター展示も行われた。会合は今後の燃料研究の展開にとって、また研究協力を推進するうえで非常に有益であった。本報告集は、これらすべての研究報告を取りまとめたものである。

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。

Development of the code system ACCEL for accelerator based transmutation research

西田 雄彦; 佐々 敏信; 高田 弘; 滝塚 貴和

Proc. of 2nd Int. Conf. on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications, 1, p.668 - 674, 1996/00

オメガ計画に従って加速器消滅処理システムの概念検討を進めているが、その性能予測用計算コードシステムACCLの開発及び高度化を行った。数GeV~20MeV領域のハドロン核反応・輸送過程を扱うカスケードコード(NMTC/JAERI)では、核内での核子の反射屈折効果の採用、核子-核子散乱断面積の更新、核子-原子核散乱断面積の採用全断面積の評価済データによる差し替え及び核分裂パラメータの調整等を行い加速器消滅処理システムの重要因子である核破砕中性子源の強度及び分布の予測精度を向上させた。20MeV以下では、これまでの中性子輸送コードTWOTRAN2(Sn)及びMORSE(モンテカルロ)を、高度化されたTWODANT及びMCNP4Aでさしかえ、消滅炉心の計算時間の大巾な短縮を達成した。また従来の核データライブラリENDF-B4ではなく、最新のJENDL3.2に対応する73群定数ファイルを作成し計算精度を向上させた。

高温ガス冷却炉・格子燃焼特性解析コード; DELIGHT-7

新藤 隆一; 山下 清信; 村田 勲

JAERI-M 90-048, 225 Pages, 1990/03

JAERI-M-90-048.pdf:5.06MB

高温ガス炉には、ブロック型燃料あるいは球状燃料を使用した炉心がある。そこで、これらの燃料の格子燃焼特性解析が可能でありかつ、炉心特性解析に必要な群定数を作成可能な高温ガス冷却炉・格子燃焼計算コードDELIGHT-7を開発した。本コードの計算は、共鳴吸収計算、中性子スペクトル計算、燃料格子計算、可燃性毒物格子計算、エネルギ群縮約計算、燃焼計算等からなる。なお、本コードでは、被覆燃料粒子を用いることによって生じる高温ガス炉燃料特有の二重非均質性の効果を考慮している。本報は、DELIGHT-7コードで用いている計算理論及びコードの使用方法について説明するものである。

原子力コードのベクトル化 89-1; PHENIX,FPGS

野々宮 厳*; 折居 茂夫*; 平塚 篤*; 原田 裕夫

JAERI-M 89-124, 80 Pages, 1989/09

JAERI-M-89-124.pdf:1.53MB

本報告は、2次元燃焼計算及び燃料管理コードPHENIX、放射性核種の生成・崩壊量、崩壊熱及び線スペクトル計算コードFPGSのベクトル化について述べる。これらのコードでは燃焼計算のベクトル化が問題であったが、新計算アルゴリズムの導入により、(核種数)(チェーン数)のベクトル長でベクトル化することができた。全体として、VP-100におけるベクトル化版ベクトル計算は、オリジナル版スカラ計算に対してPHENIXコードで5.0倍、FPGSコードで4.1倍に高速化された。本報告では、ベクトル化版の評価に使用した入力データの概要、ベクトル化の方法、計算結果の評価、及びベクトル化の効果について述べる。