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論文

Phenomena identification ranking tables for accident tolerant fuel designs applicable to severe accident conditions

Khatib-Rahbar, M.*; Barrachin, M.*; Denning, R.*; Gabor, J.*; Gauntt, R.*; Herranz, L. E.*; Hobbins, R.*; Jacquemain, D.*; 丸山 結; Metcalf, J.*; et al.

NUREG/CR-7282, ERI/NRC 21-204 (Internet), 160 Pages, 2021/04

The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) is preparing to accept anticipated licensing applications for the commercial use of accident tolerant fuel (ATF) in commercial nuclear power plants in the United States. It is the objective of the NRC to evaluate the effects of ATF designs on severe accident behavior, and to determine potential changes to the NRC severe accident analysis computer codes that would simulate plant conditions using ATFs commensurate with the accuracy in accident analyses involving conventional fuels. This report documents the development of Phenomena Identification and Ranking Tables (PIRTs) for near-term ATFs under severe accident conditions in light water reactors (LWRs). The PIRTs were developed by a panel of experts for various near-term ATF design concepts (i.e., FeCrAl cladding, zirconium alloy cladding coated with chromium, and Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$ dopants in uranium dioxide fuels) in addition to the impacts from fuel enrichment and burnup. Panel members also considered the severe accident implications of the longer-term ATF concepts. The main figures-of-merit considered in this ranking process are the amount of fission products released into the containment and the quantity of combustible gases generated during an accident. Special focus is given to whether existing severe accident codes and models would be sufficient as applied to LWRs employing these fuels, and whether additional experimental studies or model development would be warranted.

論文

Validation study of SAS4A code for the unprotected loss-of-flow accident in an SFR

石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00523_1 - 19-00523_17, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)の起因過程を評価する安全解析コードSAS4Aの客観的な検証の十分性を示すためにSAS4Aの検証にPIRT(Phenomena Identification and Ranking Table)手法を導入した。当該手法に基づいて、課題と検証の目的の明確化、対象施設とシナリオの選定、FOMと重要現象の選定を行い、解析モデルと試験の検討結果を併せて検証マトリクスを作成した。作成した検証マトリクスと試験解析の結果によって、起因過程評価に必要な解析モデルが不足なく検証されていることを示した。加えて、今回の検証マトリクスは各物理現象の関連性も含んだ総合的な検証となっているため、この検証マトリクスを用いた検証は高い信頼性を有する検証であると言える。すなわち、本研究によって、SAS4Aコードの信頼性を大きく向上させることができた。

論文

Validation study of initiating phase evaluation method for the core disruptive accident in an SFR

石田 真也; 川田 賢一; 深野 義隆

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 10 Pages, 2019/05

高速炉の安全研究の分野では炉心損傷事故(CDA)が評価上重要な課題であるとして、当該事故に関する評価手法の研究開発が進められて来ている。その中でSAS4AはCDAの起因過程(IP)の事象進展を評価するために開発が進められている解析コードである。本研究ではSAS4Aの信頼性向上のため、PIRT手法を適用したSAS4Aの検証を行った。SAS4Aの検証は、(1) CDAの代表的な事象であるULOFに対する評価指標(FOM)の選択、(2) ULOFに関連する物理現象の抽出、(3)物理現象のランク付け、(4)評価マトリクスの構築、(5)評価マトリクスに基づく試験解析、という流れで実施し、これによりSAS4Aの信頼性向上を図ることができた。

論文

ナトリウム冷却高速炉の高サイクル熱疲労現象に対する解析評価手法整備,1; PIRTによる解析評価概念モデルの構築

田中 正暁

第20回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.55 - 58, 2015/06

ナトリウム冷却高速炉における高サイクル熱疲労現象に関して、数値解析による評価手法を整備する。実機評価における解析結果の信頼性を確保するため、著者が考案した不確かさ評価と実機評価までを含むV&V実施手順(V2UP)に従い、PIRTを用いた概念モデルの整備、既往試験を含め階層的に配置した検証試験の設定、数値解析コード開発および基本検証、解析評価手法の検証(V&V)、さらに不確かさを考慮した実機評価を行うこととする。本報では、その第1ステップである概念モデルの構築について、PIRTを用いた検討過程と検討結果について報告する。

論文

Experimental investigation of evaporation behavior for lead-bismuth eutectic and its impurity tellurium

大野 修司*; 宮原 信哉*; 倉田 有司

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/00

加速器駆動核変換システムのターゲット及び冷却材に関する基礎データを得るため、液体鉛ビスマス共晶(LBE)からの鉛,ビスマス,テルルの蒸発挙動を調べた。テルルは鉛ビスマスを用いるとき安全評価上問題となるポロニウムの模擬物質として使用した。実験では等温の蒸発容器上に一定量のキャリアーガスを流し、蒸気を飽和させるトランスパイレーション法を使用した。450$$^{circ}$$Cから750$$^{circ}$$Cの温度で、LBEからの鉛及びビスマスの蒸気圧が得られた。蒸気中のビスマスと鉛の比は約3であった。LBEへのテルルの添加により、ガス相中の鉛の量が増加し、LBE中ではテルルはPbTeとして存在することが示唆された。

口頭

Scaling rationale design and extrapolation problem for ITF and SETF

Mascari, F.*; 中村 秀夫; De Rosa, F.*; D'Auria, F.*

no journal, , 

In the development and safety evaluation of LWRs, thermal hydraulic analysis of the reactor, containment and their coupling is essential to understand the accident phenomena. To reproduce the behavior in a scaled model, it is necessary to properly characterize thermal hydraulics both in the local and integral responses. The facility geometry and test conditions should then be correctly derived according to scaling laws to avoid scaling distortions that could compromise the target phenomena identified by PIRT process. Many scaling approach and methods have thus been developed. Together with the scaling analysis, computer codes may be used in supporting the design of test facilities, assessing the scale distortions, and verifying the selected scaling method. However, since the closure laws in the computer code are mainly based on scaled test data, the extrapolation of code results remains a challenging and open issue. This paper provides some insights about the methods used in the scaling.

口頭

Scaling in V&V for safety analysis

中村 秀夫

no journal, , 

軽水炉の安全評価に用いるシステム解析コードの性能評価(V&V)を行う時、対象とする軽水炉の熱水力現象に関するスケーリングの考慮が必要となる。ここでは、V&Vパネルセッションへの話題として、日本原子力学会標準「シミュレーションの信頼性確保に関するガイドライン:2015」とOECD/NEAによるScalingに関するState-of-Art Reportの比較から、システム解析コードの備えるべき性能と課題について共通するポイントを、原子力機構が実施してきたOECD/NEA ROSAプロジェクトの例などを引き合いにして指摘し、かつ、軽水炉事故時の現象評価における問題点とCFD解析の役割と課題などを合わせて指摘した。

口頭

安全解析のためのV&Vとスケーリング

中村 秀夫

no journal, , 

システム解析コードを用いた軽水炉の安全評価解析では、不確かさを考慮した最適評価(Best Estimate)解析(BEPU)が考えられているが、解析コードの性能確認を行うためのV&V及び不確かさ評価における現象のスケーリングについては、実機条件への外挿性の担保など未解決の部分がある。ここでは、現象のスケーリングが関与する課題の例や今後の方向性について、OECD/NEAが策定したScaling State-of-Artレポートの例を交えて、現在の到達点と今後の課題を提示した。

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