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小菅 征夫; 安藤 弘栄; 小金澤 卓; 植村 睦*
JAERI-M 87-074, 40 Pages, 1987/05
本報告はJRR-2MEU炉心の安全性を評価することを目的として行った反応度投入事象に関する解析について述べたものである。
原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋
JAERI-M 86-136, 84 Pages, 1986/09
核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を評価するため、低濃縮酸化ウランを使用したSPERT III-E炉心における反応度添加実験の解析を行なった。SPERT III-E炉心で行なわれた低温大気圧実験、高温実験及びホットスタンバイ出力実験の広範囲に及ぶ初期運転状態における暴走出力実験を解析した。解析の結果、EUREKA-2による計算結果と実験値は、最大暴走出力、暴走エネルギー、フィードバック反応度および被覆管表面のデータについて、実験誤差範囲内で良い一致を示した。
原見 太幹; 鈴木 正年; 植村 睦*
JAERI-M 85-103, 66 Pages, 1985/08
JRR-3改造炉において、原子炉で発生した中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本及び冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告で設置予定の導管の基本設計を述べ設計デー夕である導管の寸法、ニッケル薄膜厚さ、反射率等の導管中性子収率への影響をパラメトリックに行った解析結果を示した。この結果、接合誤差がない場合熱中性子導管で78%(3
中性子)、冷中性子導管で69%(5中性子)、62%(7中性子)の収率が見込まれることがわかった。本解析用に開発したプログラムNEUGTを用いて接合誤差の収率への影響について検討した。現設計に基づいて、導管出口スペクトル、導管内中性子空間分布、導管出口角度分布を算出した。
原見 太幹; 植村 睦*; 海老沢 徹*
JAERI-M 85-092, 70 Pages, 1985/07
JRR-3改造炉において、中性子を散乱実験等に供するため、熱中性子用導管2本および冷中性子用導管3本を設置し、実験利用棟へ中性子を導く計画にしている。本報告は、導管設計を行うため、中性子導管の中性子収率を計算できるよう開発したプログラムNEUGT、NEUGT入力デー夕図形表示プログラムPLOPINEおよびNEUGT解析結果プロットプログラムNEUPLOTの説明を行うものである。本文で、NEUGTプログラムの内容説明と入力デー夕のマニュアルを記し、いくつかの解析例は付録のPLOPINEおよびNEUPLOTの説明の中で示す。プログラムはすべてFORTRAN77で記述されている。
原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋
JAERI-M 84-142, 82 Pages, 1984/08
本報告は、JRR-3改造炉の安全性を評価することを目的として行った反応度投入事象に関する解析について述べたものである。本報告では、運転時の異常な過渡変化に係る反応度投入事象、すなわち(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)実験物等による反応度添加、(4)1次冷却材流量増加による反応度添加、(5)重水タンク損傷、を解析の対象とした。解析は1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析に当っては、解析結果がきびしくなるように種々の解析条件を設定した。また、解析に用いる各種の入力データについては運転条件や炉心条件の不確定性を考慮してパラメトリックな解析を行った。その結果、本原子炉施設で選定した反応度投入事象の解析結果は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。
原見 太幹; 松崎 徳則*; 植村 睦*; 鶴田 晴通; 大西 信秋
JAERI-M 84-118, 61 Pages, 1984/07
本報告書は、JRR-3の炉心核計算および原子炉動特性解析に基づき、原子炉出力の自動制御系の設計に資することを目的として行った反応度応答解析について述べたものである。原子炉の動特性を特徴付ける即発中性子寿命(l)と実行遅発中性子割合(Beff)は、燃焼度、炉心温度ならびに制御棒位置を考慮した種々の炉心状態を仮定し、解析コード「SRACコードシステム」を用い、中性子拡散計算と摂動計算によって求めた。ステップ状およびランプ状外乱反応度に対する自動制御系の応答特性はアナログ計算機で解析し、その結果に基づき、自動制御運転時の微調整駆動速度を定めた。これにより実験物の炉心挿入および取り出し時に添加される最大の反応度外乱に対して、自動制御系は速やかに応答し、所定の原子炉出力制御ができることを確認した。
大西 信秋; 原見 太幹; 広瀬 大久*; 植村 睦*
JAERI-M 84-074, 62 Pages, 1984/05
本報告は、軽水炉の反応度投入事象時における核熱水力学的挙動を解析するために開発した1点動特性多領域熱水力結合の動特性解析コードEUREKA-2について説明したものである。EUREKA-2コードでは制御棒の異常な引抜き、冷却材流量変化あるいは冷却材温度変化などによって誘起される反応度変化による原子炉の過渡応答を計算することができる。とりわけ反応度事故のような過酷な事故現象を取扱うのに適している。EUREKA-2コードは、EUREKAコードの冷却材流動モデルを改良したもので、急激な冷却材温度上昇やボイド発生がある反応度投入事象の解析もかのうにしたものである。
植村 睦*; 石島 清見; 大西 信秋
JAERI-M 82-121, 88 Pages, 1982/09
NSRR実験データの収録と整理、および利用の効率化を図るため、NSRR実験デー夕・バンク・システムを開発した。NSRR実験データ・バンク・システムは、その処理プログラムとNSRR実験データ・バンクからなる。本作業では、処理プログラムの改良と大幅な出力形式の修正を行ない、利用方法の向上を図った。本報では、処理プログラムの概要と改良点およひNSRR実験データ・バンク・システムの内容について述べた。
大西 信秋; 石島 清見; 落合 政昭*; 丹沢 貞光; 植村 睦*
JAERI-M 9488, 151 Pages, 1981/05
本報は、米国のTREATで行われた反応度事故を模擬した燃料破損実験における研究成果をまとめ検討したものである。TREATにおける実験研究は、大別して燃料の破損挙動の究明に主眼を置いたものと、溶融燃料と冷却水との相互作用ならびにそれによる水素の発生挙動の究明に主眼を置いたものがある。本稿では、主として軽水炉燃料の破損挙動の観察結果に関する報告をまとめると共に、破損しきい値および破損機構について検討を加えた。
石島 清見; 植村 睦*; 大西 信秋
JAERI-M 9261, 57 Pages, 1981/01
NSRR実験は、既に430回を数え、得られたデータの量は膨大なものであり、今後もますます増加すると考えられる。このような状況から、NSRR実験データの収録と整理および利用の効率化を図るためにNSRR実験データ・バンク・システムの開発を計画し、データ・バンク処理用プログラムDTBNKを作成すると共に、実験データの一部を集録し、データ・バンク・システムの基本的部分を完成した。本報ではデータ処理プログラムの概要説明と利用方法および、データ・バンク・システムの現状について述べた。
