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Am reactor activation measurements
erovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Becker, B.*; Fiorito, L.*; 原田 秀郎; Kopecky, S.*; Radulovic, V.*; 佐野 忠史*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 877, p.300 - 313, 2018/01
被引用回数：5 パーセンタイル：46.12(Instruments & Instrumentation)原子炉中性子スペクトルで照射することにより得られる積分データから中性子断面積を導出する手法に関して、Westcottの記法を用いる断面積導出法の有効性について検討を行った。この結果、本手法で得られる精度は、中性子束エネルギー分布の精度に大きく依存すること、特に、導出される共鳴積分値が大きな影響を受けることを定量的に示した。また、中性子断面積のエネルギー依存性が既知の場合は、その情報を用いてこの影響を補正する手法を提案した。本手法を適用して、Amの熱中性子捕獲断面積を再解析した結果、720(14)bを得た。
Am and 
Np capture cross sectionserovnik, G.*; Schillebeeckx, P.*; Cano-Ott, D.*; Jandel, M.*; 堀 順一*; 木村 敦; Rossbach, M.*; Letourneau, A.*; Noguere, G.*; Leconte, P.*; et al.
EPJ Web of Conferences, 146, p.11035_1 - 11035_4, 2017/09
被引用回数：3 パーセンタイル：86.43(Nuclear Science & Technology)There is a serious gap between required accuracy and current accuracy on nuclear data for developing innovative nuclear reactor systems. To bridge this gap, an international joint activity entitled Improving Nuclear Data Accuracy of Am and Np capture cross sections (INDA) has being performed under WPEC. In this joint study, the forefront knowledge of energy dependent cross section measurements, spectrum averaged experiments, relevant nuclear structure data, and evaluations are intended to be integrated on the capture cross sections of Am and Np. From the joint study, it was shown that integration of knowledge from the independent specialities enables us not only to crosscheck between data obtained by different techniques but also to improve the measurement accuracy of each other.
安部 諭; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(10), p.1164 - 1176, 2014/10
被引用回数：5 パーセンタイル：36.96(Nuclear Science & Technology)PWRを模擬する大型熱水力試験装置LSTFを用いてコールドレグ中口径破断LOCA実験を2回(Test-2, Test-7)行い、それらの比較よりシステム全体の挙動及び熱水力現象の調査をOECD/ROSA2プロジェクトで行った。実験条件として、Test-2では破断サイズはコールドレグの17%相当とし、ECCSは単一故障を仮定した。Test-7では破断サイズは13%相当とし、ECCSは全注入を仮定した。本論文では、炉心を単チャンネルおよび複数チャンネルでノーディングしたRELAP5コード実験後解析の結果を発表する。結果として、炉心複数チャンネルモデルを用いた解析では、炉心内の多次元的な流れを考慮することができ、炉心単チャンネルモデルでは充分に再現できなかった燃料棒表面温度の挙動を再現することに成功した。
原田 秀郎; 柴田 恵一; 西尾 勝久; 井頭 政之*; Plompen, A.*; Hambsch, F.-J.*; Schillebeeckx, P.*; Gunsing, F.*; Ledoux, X.*; Palmiotti, G.*; et al.
NEA/NSC/WPEC/DOC(2014)446, 111 Pages, 2014/02
This report includes investigations performed by the OECD/NEA/NSC Working Party on International Nuclear Data Evaluation Co-operation (WPEC) Subgroup 31, whose mission was to utilise the collective knowledge of the international nuclear data measurement community to consider the appropriate resources to address and meet the data needs quantified by WPEC Subgroup 26 for Advanced Reactor Systems. The members of Subgroup 31 performed reviews of uncertainty evaluations by evaluators, of state-of-art experimental techniques, of current experimental situations, and summarised an appropriate path to meet the requirements.
竹田 武司; 渡辺 正; 丸山 結; 中村 秀夫
NEA/CSNI/R(2013)8/PART2 (Internet), p.173 - 183, 2013/12
PWRの低温側配管で17%中口径破断冷却材喪失事故(IBLOCA)が生じたことを想定し、LSTFを用いたOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験を行い、ループシールクリアリングの前に高速の蒸気流に起因した気液対向流制限(CCFL)により上部プレナム、蒸気発生器の伝熱管上昇流側と入口プレナムに蓄水が見られ、炉心水位の急速な低下によりドライアウトが生じた。RELAP5/MOD3.2.1.2コードを用いた実験後解析では、炉心露出が実験より遅く生じたため、燃料被覆管表面温度を過小予測した。実験分析と実験後解析の結果に基づいて、炉心水位挙動や燃料被覆管表面温度に影響を及ぼす重要現象と関与するパラメータを抽出した。実験後解析の条件をBase Caseとして、熱水力最適評価手法の不確かさ要因を調べるための感度解析を行い、安全余裕の評価に際して考慮が必要なパラメータとして、炉心出口でのWallis型CCFL相関式の係数Cや炉心内気液相間摩擦は燃料被覆管表面温度に対する影響が大きいことを確認した。
竹田 武司; 大和田 明彦; 中村 秀夫
Experimental Thermal and Fluid Science, 51, p.112 - 121, 2013/11
被引用回数：12 パーセンタイル：48.9(Thermodynamics)An OECD/NEA ROSA Project experiment was conducted simulating a PWR 0.5% cold leg small-break LOCA with steam generator (SG) secondary-side depressurization as an accident management measure to clarify such complex phenomena as non-uniform flow among the SG U-tubes under natural circulation (NC) with air as non-condensable gas. The gas concentration was measured at the SG outlet plenum by using a gas measurement device to measure oxygen concentration in steam-gas mixture that is developed employing a Zirconia sensor. Non-uniform flow behaviors were observed in the SG U-tubes with non-condensable gas ingress. Air concentration in steam-gas mixture was estimated to be about 40-50% at the SG outlet plena after the U-tube downflow side became empty of liquid. Post-test analysis by RELAP5/MOD3.2.1.2 code revealed that the code underpredicts the primary pressure a bit after the gas inflow with some discrepancies in the SG U-tube liquid level and the NC mass flow rate.
Irwanto, D.; 佐藤 聡; 竹田 武司; 中村 秀夫
Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 6 Pages, 2013/07
A 3D analysis of the CET phenomena on the LSTF during SBLOCA was performed for the OECD/NEA ROSA-2 Project Test 3 (SB-HL-18) using CFD ANSYS FLUENT code to clarify influences of the steam flow on CET response during core uncovery. A portion of core above the mixture level was modeled up to CET thermocouple position (13 mm above the UCP), taking into account high, medium and low power heater rod bundle, including internal structures such as end-box, UCP and core spacer. From the calculation, it is clear that inner structures indeed affect the CET due to heat transfer from hot steam to these cool structures. Mixing was happened at the boundary between high-middle-low power rod regions due to steam velocity different at the boundary between each fuel bundles and at the free area above the heater rod. These 3D flows mixing also may contribute to the final CET values and the delay readings of CET relative to the peak cladding temperatures in the core. To confirm this simulation, ROSA/LSTF experiment data was used as comparison, resulting that most of the calculated values of CETs were slightly higher than the measured ones: 608 against 592 K for high power bundle; 598 against 586 K for medium power bundle and 579 against 581 K for low power bundle.
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
Journal of Energy and Power Engineering, 7(6), p.1009 - 1022, 2013/06
Separate-effect experiment simulating steam direct-contact condensation on emergency core cooling system (ECCS) water in PWR cold legs during reflood phase of large-break LOCA was conducted in OECD/NEA ROSA Project using the Large Scale Test Facility (LSTF). A new test section was furnished in the downstream of the LSTF break unit horizontally attached to the cold leg. Significant condensation of steam appeared in a short distance from the simulated ECCS injection point, and the steam temperature in the test section decreased immediately after the initiation of the ECCS water injection. Total steam condensation rate estimated from the difference between steam flow rates at the test section inlet and outlet was in proportion to the simulated ECCS water mass flux until the complete condensation of steam. Clear images of high-speed video camera were successfully obtained on droplet behaviors through the viewer of the test section, especially for annular mist flow.
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2013/05
An OECD/NEA ROSA-2 Project experiment was conducted with the LSTF simulating a PWR hot leg small-break LOCA with a break size equivalent to 1.5% cold leg break under an assumption of total failure of HPI system as a counterpart to PKL-2 Project test. Major test objectives are to clarify responses of CETs versus cladding surface temperature at both of high- and low-pressure conditions corresponding to the pressure range of LSTF and PKL. Core uncovery took place in both phases with no reflux condensate. The observed peak temperature in the core was higher in the low-pressure phase because of longer core uncovery duration though core power and primary pressure were lower than in the high-pressure phase. One-dimensional representation of the core by RELAP5/MOD3.2.1.2 code indicated a limitation in the accuracy of CET responses. The lack in the multi-dimensional steam flow representation had a difficulty in the correct prediction of the peak steam temperature at the core exit.
中村 秀夫; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; Irwanto, D.
Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 21 Pages, 2013/05
The OECD ROSA and ROSA-2 joint research projects have performed 19 LSTF experiments to simulate 9 subjects on reactor accidents and abnormal transients. Detailed data were obtained to well understand the accident phenomena, which is suitable for V and V of both 1-D best estimate (BE) safety analysis codes and 3-D CFD codes. The research subjects and test conditions were defined with participants from 15 NEA member and non-member countries to well represent such accident phenomena as multi-dimensional, multi-phase, parallel channel flows under influences of non-condensable gas within world largest LSTF under full-pressure conditions. New activity was done in the ROSA-2 Project such as blind analysis and counterpart testing with the OECD PKL-2 Project to clarify and solve issues in the utilization of the BE and CFD codes. Major outcomes from such ROSA and ROSA-2 Projects are discussed through selected three types of subjects. Remaining issues are pointed-out as well.
Payne, T. E.*; Brendler, V.*; Ochs, M.*; Baeyens, B.*; Brown, P. L.*; Davis, J. A.*; Ekberg, C.*; Kulik, D.*; Lutzenkirchen, J.*; Missana, T.*; et al.
Environmental Modelling & Software, 42, p.143 - 156, 2013/04
被引用回数：64 パーセンタイル：90.64(Computer Science, Interdisciplinary Applications)熱力学的収着モデル(TSM)は、セーフティケースにおけるKd設定の科学的基盤を提供するため、また、化学環境に応じたKdの変化を評価するために利用される。TSM開発は、表面サイト,収着反応,静電補正といったモデル選定におけるさまざまな意思決定を含む。TSM開発の最良手法についてはコンセンサスには至っておらず、そのためにNEAではTSM構築の方針と過程を評価するための国際プロジェクトを進めている。本論は、放射性廃棄物処分のためのTSM開発に関して、本プロジェクトを通じて得られた多様な観点からの推奨事項を提示する。主要な推奨事項として、モデル開発の目的の定義、主要な意思決定事項の同定、実験的・理論的根拠と関連付けた意思決定、適切なレビューと繰り返しによるモデル開発、できる限り多くのデータへの適用、主要な意思決定の文書化が挙げられる。
竹田 武司; 大津 巌; 中村 秀夫
Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering and the ASME 2012 Power Conference (ICONE-20 & POWER 2012) (DVD-ROM), 11 Pages, 2012/07
Separate-effect experiment simulating steam condensation on emergency core cooling system (ECCS) water in PWR cold legs during reflood phase of large-break loss-of-coolant accident (LBLOCA) was conducted in OECD/NEA ROSA project using the Large Scale Test Facility (LSTF). The boundary test conditions were defined based on PWR LBLOCA analysis by RELAP5/MOD3.2.1.2 code considering typical Japanese safety analysis conditions. Significant condensation of steam appeared in a short distance from the simulated ECCS injection point, and the steam temperature in the test section decreased immediately after the initiation of the ECCS water injection. Fluid temperature distribution at 50 mm downstream from the ECCS injection point was significantly non-uniform, but became almost uniform in less than 350 mm. Clear images of high-speed video camera were obtained on droplet behaviors through the viewer at 200 mm downstream from the ECCS injection point, especially for annular mist flow.
竹田 武司; 丸山 結; 渡辺 正; 中村 秀夫
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 6(2), p.87 - 98, 2012/06
Experiments simulating PWR intermediate-break loss-of-coolant accidents (IBLOCAs) with 17% break at hot leg or cold leg were conducted in OECD/NEA ROSA-2 Project using the LSTF. In the hot leg IBLOCA test, core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing (LSC) induced by steam condensation on accumulator coolant. Water remained on upper core plate in upper plenum due to CCFL. In the cold leg IBLOCA test, core dryout took place due to rapid liquid level drop in the core before LSC. Liquid was accumulated in upper plenum, SG U-tube upflow-side and SG inlet plenum before the LSC due to CCFL, and enhanced the core liquid level decrease. In the hot leg IBLOCA case, cladding surface temperature was underpredicted due to overprediction of core liquid level after the core uncovery. In the cold leg IBLOCA case, the cladding surface temperature was underpredicted too due to later core uncovery than in the experiment.
竹田 武司; 浅香 英明*; 中村 秀夫
Science and Technology of Nuclear Installations, 2012, p.957285_1 - 957285_15, 2012/00
被引用回数：11 パーセンタイル：63.41(Nuclear Science & Technology)PWRでの高圧注入系全故障を伴う主給水喪失事象において、スクラム失敗による高出力自然循環を仮定したOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験をLSTFを用いて行った。このとき、高出力自然循環を長期間よく観察するために補助給水有りの条件とし、炉心出力はRELAP5コードを用いたPWR解析により決定した。実験では、加圧器(PZR)逃し弁と蒸気発生器(SG)逃し弁の周期的な開閉によって一次系圧力は約16Mpa、SG二次側圧力は約8MPaに各々維持され、二相自然循環は早期に開始した。その結果、SG伝熱管でゆっくりとしたfill & dump形の大きな振幅を伴う水位振動が生じるとともに、二相自然循環流量は振動を伴いつつ低下した。RELAP5コードによる実験後解析において、SG伝熱管を詳細メッシュによる9本の並行チャンネルで模擬しかつ、Wallis型の気液対向流制限モデルを伝熱管入口部に適用することで、二相自然循環時におけるSG伝熱管のランダムでかつ大きな振幅を伴う水位振動を定性的に再現した。しかし、依然として水位振動の頻度や振幅に差が生じたことや一次系ループ流量の振動振幅を過大評価するなど、コードの現象予測に課題が残存した。
竹田 武司; 丸山 結; 渡辺 正; 中村 秀夫
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 9 Pages, 2011/10
PWRの高温側配管ないし低温側配管で17%中口径破断冷却材喪失事故(IBLOCA)が生じたことを想定し、LSTFを用いたOECD/NEA ROSA-2プロジェクト実験を行った。高温側配管IBLOCA実験では、低温側配管内での蓄圧注入系水上の蒸気凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)に伴う炉心露出が生じた。また、炉心からの蒸気上昇流に起因した気液対向流制限(CCFL)による上部プレナム内上部炉心板での滞水が見られた。一方、低温側配管IBLOCA実験では、LSCの前に高速の蒸気流に起因したCCFLにより上部プレナム,蒸気発生器伝熱管上昇流側と入口プレナムに蓄水が見られ、炉心水位の急速な低下によりドライアウトが生じた。RELAP5/MOD3.2.1.2コードを用いた実験後解析では、特に、炉心出口でのCCFLを考慮するとともに炉心相間摩擦を1/10に低減することで燃料棒被覆管温度の予測は改善したが、依然として過小評価した。これは、RELAP5コードによる一次系冷却材分布の予測に課題が残存していることを示唆している。
鈴木 光弘; 竹田 武司; 中村 秀夫
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.146 - 157, 2009/00
本報は、LSTFで実施したOECD/NEA ROSAプロジェクトの最初の実験であるTest 6-1に関して、PWR頂部小破断LOCA模擬条件における炉心過熱検出用炉心出口温度計(CET)の特性をまとめたものである。破断サイズは1.9%コールドレグ破断相当であり、CET温度623K以上を検出した場合にアクシデントマネジメント(AM)として蒸気発生器2次系急減圧操作を開始することとした。しかし、炉心過熱状態の検出には約230sの時間遅れが生じ、またCETsと炉心最高温度部との温度乖離が大きかった。炉心と炉心出口部の3次元蒸気流れを含めてこれらの原因を解明するとともに、PWR条件でのCET特性への適用可能性と、原子炉水位計のような兆候ベースプラント計装による早期AM開始のための代替指標可能性とについて検討結果を述べた。
竹田 武司; 浅香 英明*; 渡辺 正; 中村 秀夫
Proceedings of 6th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-6) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2008/11
PWRでの0.5%低温側配管小破断冷却材喪失事故(LOCA)を模擬したOECD/NEA ROSAプロジェクト実験をLSTFを用いて行った。高圧注入系全故障と蓄圧注入タンクからの非凝縮性ガス(空気)流入の有無を仮定し、安全注入設備作動信号発信後10分に逃し弁全開による蒸気発生器(SG)二次側減圧を開始した。また、低圧条件下での自然循環(NC)現象をよく観察するため、一次系圧力が2MPaに低下時にSG安全弁を全開して減圧を促進させるとともに、低圧注入系不作動を仮定した。非凝縮性ガスの一次系ループへの流入により、SG U字管内凝縮熱伝達が阻害され、一次系減圧率は低下したが、非凝縮性ガスの流入後でさえも二相NCは継続した。非凝縮性ガスの影響下で、順流となるSG U字管本数がループ間で異なり、非対称なNC挙動となった。原子力機構改良版RELAP5/MOD3.2.1.2コードは、特に非凝縮性ガス流入後の一次系ループ流量,SG U字管水位挙動の予測に課題が有り、正確な予測には非凝縮性ガス混合条件下での凝縮熱伝達モデルやSG U字管モデルの改良が必要と考えられる。
竹田 武司; 浅香 英明*; 中村 秀夫
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
PWRでの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故(LOCA)において、スクラム失敗による高出力自然循環を仮定したOECD/NEA ROSAプロジェクト実験をLSTFを用いて行った。スクラム失敗時の炉心出力は、原子力機構開発による三次元核熱結合コードSKETCH-INS/TRAC-PF1を用い、炉心部を詳細模擬したPWRのLOCA解析により決定した。実験後解析では、maximum bounding theoryに基づく二相破断流モデルを組み込んだ、原子力機構改良版RELAP5/MOD3.2.1.2コードの予測性能を検証した。LSTF実験では、二相自然循環過程において高温側配管内の流れは射流となり、水位が大きく低下するとともに、リフラックス凝縮過程において高速の蒸気流により蒸気発生器伝熱管上昇流側に蓄水が生じた。一方、改良版RELAP5コードはこれらの熱水力現象をおおむね再現したが、一次系ループ流量の低下が実験より遅くなり低温側配管内の水位を十分予測できず、二相放出過程における破断流量を過大予測した。
竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫
Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 3 Pages, 2007/09
PWR圧力容器上部ヘッド1%小破断LOCAを模擬したROSA/LSTF実験のRELAP5コード解析を行い、コードの予測性能を検証した。解析では、maximum bounding theoryに基づく、二相破断流の流出係数Cdを0.61とした破断モデルを組み込んだ原子力機構改良版RELAP5/MOD3.2.1.2コードを使用した。実験を通じて、圧力容器水位が制御棒案内管(CRGT)下端の貫通孔に低下するまで上部プレナム内の冷却材はCRGTを介して上部ヘッドに流入することから、上部ヘッド水位が破断流量に多大な影響を与えることを見いだした。圧力容器上方の水位及び冷却材流れを模擬するため、上部ヘッド,上部プレナム,CRGT間の流路形状を正確にモデル化したが、コードは二相流放出過程における破断口上流のボイド率を過小評価し、破断流量を過大評価した。破断流量を予測するため二相破断流のCdを0.58に調整し、破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1
2.5%のうち、1%破断の場合被覆管最高温度(PCT)が最大であること、より大きい破断の場合蓄圧注入水上の蒸気凝縮がループシールクリアリングを誘発し、効果的に炉心冷却を促進するため、PCTが1200K以下に抑えられる可能性があることを示した。
竹田 武司; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 中村 秀夫
no journal, ,
米国South Texas Project1号機の圧力容器(PV)底部計装管貫通ノズル2本外周の残渣は安全上の課題を提起した。そのため、ROSA/LSTFを用いて高圧注入系全故障を伴うPWRのPV底部破断LOCAの模擬実験を行い、アクシデントマネジメント(AM)策としての単一蒸気発生器(SG)の二次側減圧によるループ間のアンバランスな自然循環及び非凝縮性ガス流入の影響を調べた。一次系減圧率55K/hを目標としたAM策は、安全注入設備(SI)信号発信後30分に開始することを仮定した。AM策開始後、減圧側ループは一時的に水単相自然循環に移行し、一次系圧力と二次系圧力に大きな差が生じた。蓄圧注入系作動終了後、SG伝熱管内に蓄積した非凝縮性ガスによる凝縮阻害により一次系減圧率が低下し、炉心露出が生じる可能性を示した。さらに、RELAP5/MOD3.2コードは自然循環流量の予測に関する相間摩擦の計算に課題があることがわかった。
