A Methodology for the design of non-uniform core configurations in the modified STACY facility

Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也

Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111555

The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.

FP挙動評価計算コード; FPRETAINの開発および検証,照射済燃料からのFP放出と残留FPの分布

柳澤 和章

JAERI-M 89-095, 169 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-095.pdf:4.45MB

FP挙動評価計算コード,FPRETAINをNSRRバーンアップ実験用に開発し、照射済燃料に関する公開データを利用して検証を行った。その結果は、以下の通りである。(1)燃料温度の挙動に関しては、燃焼度20MWd/kgUの範囲内で、計算値は実験値と比較的良く一致する。(2)燃料棒内の内圧変化に関しても、燃焼度20MWd/kgUの範囲内で、計算値は実験値と比較的良く一致する。(3)長期安定FPガスの放出率に関しては、燃焼度35MWd/kgUの範囲内で検証した。その結果、出力急昇試験やバンプ試験を行った燃料棒の、特に高燃焼度燃料棒で、計算値は実験値よりも過小評価の傾向にあった。しかし、NSRRバーンアップ実験で使用を予定している敦賀燃料に関しては、計算結果と実験結果に良い一致がみられた。(4)燃料ペレットの半径方向に残留するFP希ガスについて、分布形状は、実験データを定性的には一致したが、定量的には計算は過大評価の傾向にあった。

Effects of waterlogged fuel rod rupture on adjacent fuel rods and channel box under an RIA conditions

丹沢 貞光; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.23 - 32, 1986/01

https://doi.org/10.3327/jnst.24.23

本報告書は、反応度事故条件下における浸水燃料の破裂による周辺燃料及びチャンネル・ボックスに対する影響を究明するために行ったインパイル実験及び解析の結果について述べたものである。流路管内で健全な燃料に囲まれた浸水燃料は、反応度事故時の出力の急上昇を模擬するために原子炉安全性研究炉(NSRR)で照射された。その結果、浸水燃料の破裂によって生ずる圧力パルスは、周辺燃料に対し殆ど機械的な影響を与えないが、流路管を膨らます原因となることが明らかになった。さらに、破裂領域での冷却水の排除は、周辺燃料の冷却を悪化し、破損しきい値を低減させた。また、STEALTH-Jコードを用いた2次元の解析により、落下した制御棒近傍の浸水燃料を含むBWRのチャンネル・ボックスが、圧力パルスにより変形し、その場所の制御棒の通路を塞ぐ可能性があることが明らかになった。

有限要素法による接触粘弾性応力解析

幾島 毅; 田村 栄悦*

日本原子力学会誌, 19(11), p.774 - 781, 1977/11

https://doi.org/10.3327/jaesj.19.774

高温ガス炉の炉心は黒鉛を主要な材料として構成されるので、炉心の構造設計では、黒鉛構造物の炉内挙動を把握し、解析する必要がある。この黒鉛の応力解析には、物体力、圧力、温度勾配、異方性、材料の照射量と温度依存性、照射寸法変化、接触問題を含めた粘弾性応力解析が要求される。本報告は、この解析のため有限要素法を導入し、解析手法を示すとともに、燃料応力解析に適用し、妥当性を明らかにしたものである。