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研究用原子炉のJRF-90Y-950K型核燃料輸送物の臨界解析; 棒上傾斜落下時の変形量を想定

Criticality analyses of the JRF-90Y-950K package for research reactors; Under consideration of deformation for oblique drops onto a bar

荒木 正明; 加藤 友章; 新居 昌至 

Araki, Masaaki; Kato, Tomoaki; Arai, Masaji

研究用原子炉JRR-3は、低濃縮ウランシリコンアルミニウム分散型合金を使用した軽水減速軽水冷却のプール型研究炉である。この燃料の輸送容器の仏国ライセンスの取得にあたり、棒上傾斜落下により輸送物の変形が生じても臨界安全性が保たれることを、仏国の審査当局から要求された。このため、JRR-3, JRR-4及びJMTRの新燃料を輸送するためのJRF-90Y-950K型核燃料輸送物について臨界解析を実施した。解析の結果、棒上傾斜落下試験時の変形を考慮しても、臨界安全性は確保されることを確認した。

Research reactor JRR-3 is a light water moderated and cooled pool type research reactor using low enriched uranium-silicon-aluminum-dispersion-type fuel. French Competent Authority (FCA) required that the criticality safety of the JRF-90Y-950K package is maintained even if it is deformed under oblique drops onto a bar. Criticality analyses of the JRF-90Y-950K package were carried out for the transport of JRR-3, JRR-4 or JMTR fuel. The results show that criticality safety is kept even if it is deformed under oblique drops onto a bar.

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