JMTRにおける核加熱率の評価

長尾 美春; 佐藤 政四; 新見 素二

JAEA-Technology 2007-051, 73 Pages, 2007/09

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原子炉内の中性子及び線が混在する照射場におけるモンテカルロ法による線評価手法に対して、臨界実験装置JMTRCによる加熱率実験,新たに開発した核加熱率測定用キャプセルによる材料試験炉JMTRにおける核加熱率の測定結果のベンチマークの結果、JMTR炉心の核加熱率解析に適用できることがわかった。本解析手法によりJMTR炉心に対する核加熱率分布を評価するとともに、核加熱率データマップを作成した。このデータマップの値は、核加熱率測定用キャプセルの照射試験結果に対しては-27から+35%の範囲であり、JMTR改修後において、これまで以上に精緻な温度制御を行う照射キャプセルの熱設計に十分利用できる。

高温工学試験研究炉運転中における燃料挙動の評価手法と予測結果

沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 佐藤 政四; 齋藤 賢司; 飛田 勉*

JAERI-Research 98-016, 34 Pages, 1998/03

JAERI-Research-98-016.pdf:1.21MB

HTTRの燃料設計方針では多少の燃料破損は許容しており、「運転中の追加破損は充分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転に当たっては、破損率を定量的に推定し異常の有無を判断する必要がある。燃料粒子の被覆層は短半減期の希ガスをほぼ完全に閉じこめることができるため、短半減希ガスは、主に貫通破損粒子及び燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランから放出される。HTTR初装荷燃料の製造時の露出ウラン率及びSiC層破損率の測定結果及びHTTRの運転条件に基づいて貫通破損率及びKrの放出率を解析的に評価する方法を開発した。その結果、(1)運転中に製造時SiC層破損粒子の一部が内圧により貫通破損に至ること、(2)放出は汚染ウランからの寄与でほとんど決まり、運転に伴う貫通破損率の増加を考慮しても、末期の放出率が10を下回ることを予測した。

Drop test I.II and thermal test of full scale spent fuel shipping cask for a research reactor JMTR

宮澤 正孝; 板橋 行夫; 佐藤 政四; 稲場 幸夫; 明石 一朝; 根本 正; 新保 利定; 小山田 六郎; 二村 嘉明

9th Int. Symp. on Packaging and Transportation of Radioactive Materials, Vol. 3, p.1686 - 1693, 1989/00

JMTRで製作中の使用済燃料輸送容器の設計及び安全解析の評価方法の妥当性を確認するために、フルスケールモデル輸送容器による9m及び1m(標的)落下試験並びに800C30分の耐火試験を実施した。落下試験では、輸送物の減速度及び変形量(緩衝体及びフィン)の測定値が安全解析で得られた値より下まわっており、また輸送物主要部の応力測定結果は解析値に比べて低い値を示した。耐火試験では、密封境界であるOリング部及び収納物(模擬燃料要素)など安全設計に重要な輸送物内部の温度は解析値より低い値を示した。その結果、構造及び熱解析から得られた値が十分安全側の値であること、また試験後の検査等から輸送容器の健全性が確認された。