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山崎 弥三郎; 岡崎 元昭; 新妻 泰
JAERI-M 82-014, 62 Pages, 1982/03
ATR及びJPDR-IIの模擬燃料体についてFAT-1ループを用いてボイド率及び圧力損失を空気-水系について測定した。実験範囲は水流量60t/hまで、系圧力3.5kg/cm
ボイド率10~50%である。ボイド率は燃料体全体の平均値を、圧力損失は直管部・スペーサー部・ベース部・タイプレート部にわけて測定した。ボイド率(
)と気体体積流量率(
)との比はATR(二次設計)で0.95、JPDR-IIでは0.7となった。直管部の摩擦圧力損失はの函数として示した。円管に関する二相流の知見から原子炉運転圧力における全圧力損失の推算方法を示した。全圧力損失の約1/2は直管部以外の損失が占める。流動状態観察の結果、両燃料体とも流路全体として全範囲に亘り気泡流が卓越している。
尾熊 律雄
JAERI-M 9576, 32 Pages, 1981/07
本報告書はフィードバック効果を持つシステムに対してコヒーレンス解析を実行するための新しい手法に関するもので、コヒーレンス関数とAR法によって得られるノイズ寄与率関数の比較評価を通じてコヒーレンス関数上でフィードバック特性の解析が可能となることを示している。ハイブリッド計算機によるシミュレーション実験およびJPDR-IIノイズ実験データの解析を通じてここで提案した手法の有効性が示された。さらに、本手法を出力炉炉雑音解析に適用することにより炉雑音の発生と伝播のメカニズムの解明に対して有益な情報が得られるものと思われる。
内藤 俶孝; 中村 竹夫
JAERI 1272, 32 Pages, 1981/06
この報告書はJPDR-II出力上昇試験のうちPhaseの試験とよばれる零出力炉物理試験を数値解析した結果について記したものである。この報告書の中で解析された試験項目は下記の6つである。即ち、(1)、最小臨界量、(2)、市松模様制御棒パターン、(3)、制御棒ワース、カーブ、(4)、原子炉停止余裕、(5)、減速材温度保数および、(6)、臨界制御棒パターンである。これ等の全ての試験結果は軽水減速原子炉の評価解析のために日本原子力研究所で開発されてきた計算コード、システムBWR-ACEにより解析された。これ等の解析結果は、使用された群定数および計算法が低出力状態における原子炉炉心の解析に十分使用できるものであることを示している。
横林 正雄; 江連 秀夫; 岸 昭正*
JAERI-M 8520, 71 Pages, 1979/10
本報告書は、BWRの中小破断事故時の解析モデルの組立てと、それをJPDR-IIに適用し、原子炉圧力、炉心シュラウド内水位等のブローダウン現象を評価するために開発されたコードJALEAKついて述べたものである。解析モデルの特徴は(1)原子炉内を初期状態で5領域に分割し過渡現象の進行に伴い冷却材の状態に応じて9つの解析モデルを考慮している。(2)気泡の離脱速度にはウイルソンの相関を用いており、これによりポイド率を評価し水位計算を行っていることである。JPDR-IIへの適用に当っては中小破断ではブローダウン現象が比較的長く継続し運転条件の影響が大きいため安全系統と制御系統の正確な模擬および格納容器内圧の正しい評価に重点がおかれている。また大破断事故時の解析への応用として再循環パイプ両端破断のモデルを取り入れることを試みている。なお、このコードは破断以外の極めて大幅な変動を伴う動特性解析にも適している。
横林 正雄; 石塚 信; 岸 昭正*; 若林 義宗*
JAERI-M 8010, 121 Pages, 1978/12
JPDYN-IVはJPDR-IIの動特性解析のために開発されたもので、通常運転時に発生する可能性のある小幅から大幅まで全ての外乱に対するプラントの応答特性を計算対象としている。本計算コードの特徴は下記の通りである。i)ボイドマップ方式により冷却材ボイド分布の炉特性に与える効果を考慮している。ii)原子炉内を多領域に分割し、滞留水領域の圧力変化に及ぼす影響を考慮している。iii)数値計算において安定した解を得られるように、各領域の出入口流量の関係を代数方程式で表現し解析解を得る方式を採用している。以上の特徴を有する本計算コードを用いて行った計算結果とJPDR-II出力上昇試験結果(50%出力まで)とを比較した。その結果、小幅変動については極めてよい一致を得ている。大幅変動についてはチータ数が少いためにまだ結論を得るに至っていないが得られたデータの範囲では良い一致を得ている。
松浦 祥次郎; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 岡下 宏; 梅澤 弘一; 夏目 晴夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(1), p.24 - 34, 1975/01
被引用回数：23JPDR-I炉の使用済燃料の
線スペクトロメトリを、燃料貯蔵プールに設置されているガンマスキャンニング装置を用いて行った。燃料集合体内の核分裂生成物(
Csおよび
Cs)の空間分布が測定され、制御棒パターンと関連づけて調べられた。核分裂生成物のうちで中性子の捕獲を経て生成される核種と直接に生成される核種の比(CsおよびCsおよび
Eu/Cs)も燃焼率の非破壊的測定の観点から研究された。これらの核分裂生成物の放射能比は、照射履歴や中性子スペクトルの空間的な変化を考慮することによって、燃焼率と直線関係になることが明らかとなった。
岡崎 元昭; 山崎 彌三郎
JAERI-M 5478, 87 Pages, 1973/12
JPDR-II用燃料体における燃料棒の振動を常温の水単相流および常温常圧の空気-水二相流において測定した。実際の燃料棒と曲げ剛性・単位長さあたりの重量および寸法、真直度などが同一の模擬燃料棒の被覆管内面に半導体ストレンゲージを貼付して振動の測定を行った。振動データの周波数分析を行なったところ、8~12Hz、主に43Hz、56Hz、76Hzの4つの成分が存在した。振巾は片側への変位量のRMS値で80t/h、水単相流のとき0.03mm、ボイド率60%の空気-水二相流のとき0.2mm程度であった。二相流の場合、振巾は水流量にはほとんど無関係でボイド率のみに大きく関係した。振巾値については確立密度、確率分布も測定した。また、Burgreen、Poidoussis、Reavisらの流水による振動振巾に関する実験式を用いて本実験結果と比較したが、実験式の方がずっと小さく出たのでこの原因について検討した
-UO燃料集合体の第2次設計内藤 俶孝; 小貫 亮一*; 松浦 祥次郎
JAERI-M 5189, 33 Pages, 1973/03
1971年1月に「JPDR-II用PuO-UO集合体の第1次設計」に関してJAERI-memo(4327)で報告した。このときの主要課題は、軽水動力炉用の燃料としてプルトニウム燃料がウラン燃料の直接の代替用として使用できるかどうかと云うことであった。今回のレポー卜においては、実際にJPDR-II炉心に装荷されるウランプルトニウム混合二酸化物を燃料とする試験燃料集合体(以下PUTA-Iと云う)の設計仕様を決定したのでそれについて記す。この設計において特徴的なことは、PUTA-Iの燃料棒配列および燃料棒外径はJPDR-II用二酸化ウラン燃料集合体の場合と同じでよいと云うことである。
斎藤 親; 佐々木 幸男; 小倉 照雄; 田村 勝裕; 野村 勇; 国谷 安二; 古田 敏城; 吉田 菊夫
JAERI-M 5084, 60 Pages, 1973/01
JPDR-Iは1963年8月22日の初臨界後、1969年9月にJPDR-II改造工事のため長期停止に入った。本報告書は約6年間にわたる自然循環BWRとしての運転が終了したのを機会に、その間に蓄積された貴重な放射線管理データを整理し、検討を加えたものである。
泉 文男; 森島 淳好; 原山 泰雄; 藤田 操; 白鳥 徹雄
JAERI-M 5015, 60 Pages, 1972/10
JPDR-IIプロジェクトの一環として、JPDR-II用燃料集合体と、JPDR-II用ポイズンカーテンを設計製作した。JPDR-IIポイズンカーテン設計製作に当っては、従来のJPDRのポイズンカーテンの炉内挙動に関する問題点を考慮して、スウェリングに対する構造上の改良を加えた。このレポートは、JPDR-II用ポイズンカーテンの設計製作記録と共に、従来のポイズンカーテンとの設計の相異点、配慮した点について述べたものである。
横田 光雄; 山田 政治; 本間 隆
JAERI-M 4974, 160 Pages, 1972/09
JPDR-IIプロジェクトの一環として計装燃料4体を完成した。本報告は、これまでの検討、開発試験について述べる。計装燃料は各々同一構造を有し、標準型の燃料集合体を改造して計装を設置した。1体あたりの計装および数量は、燃料体の入口および出口にタービン流量計各1ケ、同じく冷却材温度を測定するためのC/A熱電対各2本、燃料体出口にインピーダンス型ポイド計1ケ、燃料ペレットの中心温度を測るためのW/W 26%Re熱電対2本、燃料集合体の中央に、カレントデテクタ2本である。これらの開発は、ハルデンの技術導入にもとづき、多数の炉外実験を経て完成した。これらの計装燃料は、47年3月炉内装荷され、JPDR-II出力上昇試験に利用され、確実に動作している。今後、炉心特性を解析するための有益なデータを提供するに充分なものと思う。
二村 嘉明; 大塚 良一*; 鈴木 啓義
JAERI-M 4591, 135 Pages, 1971/09
本レポートはJPDR-IIプラント設計レポートの第2分冊で、プラント設計の結果実際にプラントに設置された設備の概要である。将来JPDR-IIプラントの設備概要として運転、保修の基礎資料となるよう旧設備と新設備全部を網羅してある。
山崎 彌三郎
日本原子力学会誌, 9(11), p.676 - 677, 1967/00
原研で現在進行中のJPDR-II計画については、すでに本誌(Vol.6,No.6,p.350~355)にも紹介されているが、これを熱および水力学的観点から見ればつぎのようになろう。すなわち(1)炉の熱出力をほぼ倍増して約90MWとすること、(2)これに伴って従来の自然循環から強制循環に変更して流速も入口で1.8mくらいに増加させること、(3)燃料体を従来の6
6本のものから同じ流路中で77本のものに変えることである。これらに伴って生じる熱水力的問題の多くのものは実験によらなければ予測し難いものである。そのため、炉に新しい燃料体を装荷したり、流量などの運転条件を変える前に炉外でできる限り試験をしておきたい。
望月 恵一; 石川 迪夫; 久家 靖史; 小堀 哲雄; 内藤 俶孝
JAERI 1088, 43 Pages, 1965/09
JPDRを現在の自然環境から強制循環運転に変更し、最終的には、出力密度は現在の2倍化する計画にもとづいて、まず、炉心の核熱水力特性のfeaibilitystudyをおこなった。使用したコードは強制循環BWRI次元核熱水力計算コードKYNAKであり、熱出力、燃料棒直径、冷却材流量、入口サブクーリングなどをパラメータとして、最小バーンアウト比、燃料棒中心最高温度、最大熱流束、炉心内圧力降下、k
などが設計基準に合致するパラメータの組合せを求めた。結局、燃料棒直径を細くした7本7本または8本8本の燃料要素を用い、炉心入口流速を1.8~2.0m/secに、また炉心入口エンタルピを280~285kcal/kgにすれば指定の設計限界を満足して、所要の出力密度が得られることが判った。また、強制循環で90MWにした場合の、最適炉心流量配分方法、および所要ポンプ動力についても計算をおこなった。
