Core thermohydraulic design with 20% LEU fuel for upgraded research reactor,JRR-3

数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 大西 信秋

Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.551 - 564, 1985/00

https://doi.org/10.3327/jnst.22.551

本報は、20%低濃縮ウラン板状燃料を用いて、プール型軽水冷却の熱出力20MWの原子炉に改造予定の研究炉,JRR-3の熱水力設計と解析結果の概要を述べたものである。通常運転条件として、強制対流と自然対流の2つの冷却形式を採用する予定である。設計条件として、通常運転条件では炉心内で沸騰を許さないよう沸騰開始温度に対する余裕と、DNBに対する余裕を充分有するよう設計し、その余裕を評価した。その結果、熱出力20MW時の炉心流速設計値は6.2m/sが得られた。この時の沸騰開始温度に対する余裕は最大となっており、最小DNBRも2.1でありDNBに対して充分余裕のあるものである。更に、自然対流冷却時の炉心熱水力特性も明かにした。