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平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.
JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03
JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB
JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。
山本 和喜; 渡辺 終吉; 永冨 英記; 神永 雅紀; 舩山 佳郎
JAERI-Tech 2002-034, 40 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-034.pdf:1.97MB
JRR-4は3.5MWのスィミングプール型研究用原子炉であり、濃縮度低減化計画の下で濃縮度90%の燃料を20%の燃料に交換して1998年7月に臨界に到達した。燃料濃縮度低減計画の一環として流路閉塞事象等の安全解析を実施した結果、熱水力的な余裕を持たせる必要があるとの結論を得たため、炉心の冷却水流量を増加させる検討を実施した。炉心流量を増加させる対策としては、炉心部におけるバイパス流を低減すること及び1次冷却水流量を7m
/minから8m/minへ変更することにより燃料要素の流量を増加させた。流速測定用模擬燃料要素による流量測定の結果、燃料板間の流速は設計値の1.44m/sに対し、1.45m/sとの測定結果が得られ、炉心流量に対する全燃料要素の流量の比が0.88となり、安全解析で用いた0.86を超えていることを確認した。これらの炉心流量増加のための対策を述べるとともに、各燃料要素の冷却水流量測定結果について報告する。
渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右
JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08
研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cmに決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉
JAERI-Tech 96-039, 72 Pages, 1996/09
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱水力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(U
Si
-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する。本報告書は、JRR-4低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものでる。JRR-4には定格出力3.5MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。炉心流路閉塞事故を含む強制循環冷却時の解析ではCOOLODコードを、自然循環冷却時の解析ではCOOLOD-N2コードを用いた。解析結果から、JRR-4シリサイド燃料炉心は、通常運転時及び炉心流路閉塞事故時においても十分な安全余裕を有することを確認した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋
JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、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。その結果、選定した反応度投入事象は、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し、いずれも安全が確保されることを確認した。
小原 徹*; 堀木 欧一郎*; 中島 照夫; 渡辺 終吉; 石島 清見; 片西 昌司
JAERI-Review 95-010, 39 Pages, 1995/06
JAERI-Review-95-010.pdf:1.14MB
本書は1994年8月に日本原子力研究所のJRR-4及びNSRRを用いて行われた東京工業大学大学院の学生実験のために書かれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理の基本実験としてJRR-4では(1)制御棒校正実験(2)キセノンの反応度効果の測定を行い、NSRRでは即発臨界状態での即発的なフィードバック効果による原子炉の動特性の測定を行った。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。
有金 賢次; 渡辺 終吉; 鶴田 晴通
JAERI-M 88-078, 21 Pages, 1988/04
JRR-4燃料の低濃縮化が原研の研究炉・試験炉燃料濃縮度低低減化(RERTR)計画に基づいて進められている。
有金 賢次; 渡辺 終吉; 鶴田 晴通
Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 17 Pages, 1988/00
JRR-4燃料の低濃縮化が原研のRERTR計画に基づいて進められている。低濃縮ウラン実証試験炉心の核熱水力設計計算が行われ、現炉心と比較された。
神永 雅紀; 井川 博雅*; 渡辺 終吉; 安藤 弘栄; 数土 幸夫
JAERI-M 87-055, 87 Pages, 1987/03
本報告書は、COOOD-Nコ-ドを用いて行なったJRR-3改造炉の自然循環運転時の炉心熱水力特性の解析結果、及びCOOLOD-Nコ-ドの概要について述べたものである。本計算コ-ドには、研究用原子炉の自然循環運転時の熱推力解析が出来るよう自然循環時の流量計算機能、熱水力設計限界の判定に重要な沸騰開始条件、DNBR等の計算機能を組み込んだ。本報では、得られた自然循環運転時の熱水力設計値が許容設計限界項目である沸騰開始条件およびDNB開始条件に対して十分な余裕があること、燃料芯材ブリスタ発生条件に対して十分な余裕があることを示した。併せて、COOLOD-Nコ-ドの自然循環運転時の計算の妥当性も示した。
有金 賢次; 大塚 徹雄; 蔀 肇; 渡辺 終吉; 両角 実
JAERI-M 85-047, 81 Pages, 1985/04
20%濃縮ウランによるJRR-4燃料の濃縮度低減化計画が進められている。本報告は、低濃縮ウラン実証試験用燃料として設計された燃料と同一仕様の燃料要素の核的特性測定の結果とSRACコードシステムによる解析結果について述べたものである。核的特性測定と解析は、(1)反応度、(2)制御棒価値、(3)熱中性子束分布について実施した。その結果、低濃縮ウラン燃料の反応度は、現在使用中の高濃縮ウラン燃料とほぼ同等であることが確認された。また、解析結果は測定結果と良い一致を示し、SRACコードシステムによる解析結果は、JRR-4低濃縮ウラン燃料炉心の核特性を充分予測し得るとの結論が得られた。
渡辺 終吉
JAERI-M 84-162, 103 Pages, 1984/09
板状燃料の定常熱水力計算コード-COOLODは研究炉の燃料温度分布計算をはじめ冷却塔、熱交換器などの冷却系統も含めた熱計算が行えるものである。本コードは、研究炉燃料の濃縮度低減化計画及びJRR-3改造炉などの定常熱水力解析用として開発され、種々の研究炉に適合できるよう配慮されている。また燃料要素内各部の圧力分布、飽和温度、沸騰開始温度、バーンアウト熱流束など安全評価の目安となる諸数値について詳細な情報が得られるよう配慮されている。本コードは、JRR-4計装燃料による測定値との比較計算により充分な精度で一致することが確かめられている。
八木 理公; 加島 洋一; 永冨 英記; 渡辺 終吉
no journal, ,
JRR-4反射体要素の設計にあたり構造材の発熱密度を正確に把握するため、発熱密度についてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5を用いて計算したが、計算精度を確認する必要があることから、計算値と
線吸収線量の測定値及び他コードとの比較を行った。比較の結果、発熱密度の計算値は精度よく評価できていることを確認した。
