Detailed computational models for nuclear criticality analyses on the first startup cores of NSRR: A TRIGA annular core pulse reactor

柳澤 宏司; 求 惟子

JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06

JAEA-Research-2025-001.pdf:1.98MB

中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(keff)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるkの全体的な不確かさは、0.0027から0.0029kの範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのkのベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。

Comparison of analysis results based on flight methods using a CZT detector system on an unmanned aerial vehicle near the Fukushima nuclear power plant

Joung, S.*; Ji, Y.-Y.*; Choi, Y.*; Lee, E.*; Ji, W.*; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 眞田 幸尚

Journal of Instrumentation (Internet), 20(4), p.P04027_1 - P04027_10, 2025/04

https://doi.org/10.1088/1748-0221/20/04/P04027

An airborne survey system named the MARK-A1 was previously developed to be mounted on an unmanned aerial vehicle for the purpose of application in contaminated areas with high dose rate levels. The MARK-A1 system consists of a CZT detector, signal processing unit, and positioning and interface units linked to a PC on the ground. The weight of the system is below 1 kg for loading on a commercial drone. In the current work, for experimental verification, field testing was conducted in a high dose rate environment near the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. With the cooperation of the Japan Atomic Energy Agency, the MARK-A1 was installed on an unmanned aerial vehicle to conduct airborne surveys using two flight methods, namely a flat flight and a step flight, at various speeds. The airborne survey data were converted to gamma dose rates at a height of 1 m above the ground using a flat source model to create contamination maps. For a comparative evaluation of the airborne survey results, an in situ survey was also conducted in the survey area, and it was confirmed that the step flight method better matched the surface survey results.

The Development of Petri Net-based continuous Markov Chain Monte Carlo methodology applying to dynamic probability risk assessment for multi-state resilience systems with repairable multi-component interdependency under longtermly thereat

Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.935 - 957, 2024/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2290067

For all the nuclear reactor systems, quantitative assessment of the accident management (AM) effects against long-term external hazards became one of the essential issues after the lesson learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. However, the influence from the safety systems' stochastic and dynamic shifting between multiple working states, which is related to the interaction with the adjacent components/systems in general, has not been accounted for yet. Therefore, this research aims to develop a dynamic probability risk assessment tool considering repairable multi-component interdependency for investigating the AM influences on the multi-state safety systems under long-term external hazards. Based on the newly proposed methodology in this research via integrating the Petri Net (PN) model with the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method, a framework applying PN-CMMC methodology to a severe accident analysis code, SPECTRA, had been originally constructed. Different AM influences on the multi-state decay heat removal systems against long-term volcanic ashfall were also quantitatively confirmed, indicating that halving the repairing time is more influential in suppressing the core damage frequency than doubling the number of adjacent electricity support systems. Therefore, the PN-CMMC-SPECTRA framework can further assess the uncharted dynamic multi-state concerns, leading to a safer AM strategy.

Benchmark analyses on control rod worths of TRIGA reactor modeled in the ICSBEP handbook using continuous-energy Monte Carlo code MVP version 3

柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之

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

https://doi.org/10.11484/jaea-conf-2024-001

国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクト(ICSBEP)ハンドブックのIEU-COMP-THERM-013(ICT-013)のTRIGA原子炉について、MVPコード第3版を用いたベンチマーク解析をJENDL-5を含む日米欧の核データライブラリにより実施した。中性子実効増倍率(k)に関する解析は、ICT-013と同様にICT-003で定義された別のTRIGA原子炉に対しても実施した。その結果、計算されたkはライブラリによって0.8%の範囲で変わることが確認された。またICT-013では、計算されたkに未知のバイアスが含まれていることが示唆された。ICT-013の制御棒価値に関する解析では、制御棒価値のライブラリ間の差異はkの差異よりも小さくなることが確認された。制御棒価値は二種類のkの逆数の差として得られるため、kの誤差の多くは相殺されると考えられる。ICT-013で定義された制御棒価値のベンチマーク計算方法と代替計算方法の違いについて、これらの方法による水平方向の中性子束分布の違いの観点から検討することを試みた。その結果、遅発臨界状態で全引き抜き状態の2本のシム制御棒については、制御棒価値の違いを上記の試みにより良く理解することができたが、一方遅発臨界を達成するために部分挿入された調整用制御棒については、その違いが十分に説明できないことが分かった。

Large-eddy simulation on two-liquid mixing in the horizontal leg and downcomer (the TAMU-CFD Benchmark), with respect to fluctuation behavior of liquid concentration

安部 諭; 岡垣 百合亜

Nuclear Engineering and Design, 404, p.112165_1 - 112165_14, 2023/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112165

Pressurized Thermal Shock (PTS) is induced potentially by the rapid cooling of the cold-leg and downcomer wall in the primary system of a Pressurized Water Reactor (PWR) due to the initiation of Emergency Core Cooling System (ECCS). Thus, fluids mixing in a horizontal cold-leg and downcomer should be predicted accurately; however, turbulence production and damping often hinders this prediction due to the presence of the density gradients. Hence, the Fifth International Benchmark Exercise, the cold-leg mixing Computational Fluid Dynamics (CFD) Benchmark, was conducted under the support of OECD/NEA. The experiment was designed for visualization of the mixing phenomena of two liquids with different densities. The heavy liquid was a simulant of cold water from ECCS, in a horizontal leg and downcomer. We used the Large-eddy Simulation (LES) to investigate the time fluctuation behaviors of velocity and liquid concentration. The CFD simulation was performed with two turbulence models and three different numerical meshes. We investigated the characteristics of the appearance frequency of the heavy liquid concentration with the statistical method. Based on our findings, we propose further experiments and numerical investigations to understand the fluid mixing phenomena related to PTS.

連続エネルギーモンテカルロコードMVPとJENDL-5によるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析

柳澤 宏司; 梅田 幹; 求 惟子; 村尾 裕之

JAEA-Technology 2022-030, 80 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-030.pdf:2.57MB
JAEA-Technology-2022-030(errata).pdf:0.11MB

連続エネルギーモンテカルロコードMVPと評価済み核データライブラリJENDL-5によって、ウラン水素化ジルコニウム燃料棒を用いるTRIGA型原子炉体系の臨界ベンチマーク解析を行った。解析対象は、国際臨界安全ベンチマークプロジェクト(ICSBEP)のハンドブックに掲載されているIEU-COMP-THERM-003とIEU-COMP-THERM-013の二種類のデータであり、中性子実効増倍率、制御棒等の反応度価値について旧バーションのJENDLを使用した結果と比較した。その結果、JENDL-5による中性子実効増倍率はJENDL-4.0よりも0.4から0.6%大きく、制御棒等の反応度価値は、JENDL-5とJENDL-4.0との有意な差は無いことが分かった。これらの解析結果は今後予定しているNSRRの制御棒反応度価値等の解析において、計算精度の確認の参考になるものと考えられる。

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.

Proceedings of the 2019 Symposium on Nuclear Data; November 28-30, 2019, Kyushu University, Chikushi Campus, Fukuoka, Japan

渡辺 幸信*; 執行 信寛*; 金 政浩*; 岩本 修

JAEA-Conf 2020-001, 236 Pages, 2020/12

JAEA-Conf-2020-001.pdf:13.75MB

2019年度核データ研究会は、2019年11月28日30日に、福岡県春日市にある九州大学筑紫キャンパスの総合研究棟(C-Cube)にて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会「シグマ」調査専門委員会,日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター,日本原子力学会九州支部,九州大学加速器・ビーム応用科学センターが共催した。今回、チュートリアルとして「共鳴理論から統計模型へ」を、講演・議論のセッションとして、「核データ研究及び関連トピックス」、「炉物理研究」、「国際協力」、「原子核物理」、「高エネルギー核データと応用」の5セッションを企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、理論、評価、ベンチマーク、応用等、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は85名、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表13件、ポスター発表29件の論文を掲載している。

Proceedings of the 2018 Symposium on Nuclear Data; November 29-30, 2018, Tokyo Institute of Technology, Ookayama Campus, Tokyo, Japan

千葉 敏*; 石塚 知香子*; 椿原 康介*; 岩本 修

JAEA-Conf 2019-001, 203 Pages, 2019/11

JAEA-Conf-2019-001.pdf:18.86MB

2018年度核データ研究会は、2018年11月29日30日に、東京都目黒区東京工業大学大岡山キャンパス東京工業大学デジタル多目的ホールおよびコラボレーションルームにて開催された。本研究会は、日本原子力学会核データ部会が主催、日本原子力学会核データ部会、日本原子力学会「シグマ」特別専門委員会、日本原子力研究開発機構原子力基礎工学研究センター、東京工業大学科学技術創成研究院先導原子力研究所が共催した。今回、チュートリアルとして「核データ処理システムFRENDY」を、特別講演として「原子力発電のこれから」を実施した。また講演・議論のセッションとして「核データ研究の現状と展望」、「炉物理研究の現状と展望」、「話題」、「核データ応用分野」、「国際セッション」、「核データ測定及び原子炉診断の新技術」、「新分野からのデータニーズ」の7件を企画し実施した。さらに、ポスターセッションでは、実験、評価、ベンチマーク、応用など、幅広い研究内容について発表が行われた。参加者総数は82名で、それぞれの口頭発表及びポスター発表では活発な質疑応答が行われた。本報告集は、本研究会における口頭発表13件、ポスター発表22件の論文をまとめている。

ACE library of JENDL-4.0/HE

松田 規宏; 国枝 賢; 岡本 力*; 多田 健一; 今野 力

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.225 - 229, 2019/01

https://doi.org/10.15669/pnst.6.225

Intra-Nuclear Cascade (INC) models employed into general-purpose Monte-Carlo (MC) simulation codes such as PHITS are not always applicable in the energy region from typical upper limit of evaluated cross-section data (20 MeV) to several hundreds of MeV. In order to improve accuracy of the MC simulations including this energy region, JENDL-4.0 High Energy File (JENDL-4.0/HE), was released in 2015. It includes cross section data for incident neutrons up to 200 MeV for 130 nuclei, and a nuclear data library for incident protons up to 200 MeV for 133 nuclei. In order to use JENDL-4.0/HE in MC simulation codes, A Compact ENDF (ACE) -format library of all the neutron and proton incident data has been produced with the nuclear data processing code NJOY2016.9, which was modified to keep laboratory angle-energy distribution form (LAW=67) in the proton data because the original NJOY converts laboratory angle-energy distribution form to continuum energy distribution form (LAW=61) automatically and PHITS can treat only angle-energy distribution form for proton. Benchmark calculations on shielding experiments at TIARA were carried out using PHITS to validate the ACE library of JENDL-4.0/HE.