Characteristic tests of medium-enriched urnium fuel core in JRR-2

角田 準作; 小金澤 卓; 番場 正男; 蔀 肇; 中野 正弘; 佐藤 貢; 菊池 博之

JAERI-M 89-194, 20 Pages, 1989/11

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JRR-2は、重水減速・冷却の熱中性子炉であり、昭和62年4月まで高濃縮燃料(U濃縮度93%)を使用し利用運転を行ってきた。一方試験研究用燃料の核拡散防止の観点から、RERTRプログラムに基づき、使用燃料の濃縮度低減化を計画した。この移行にあたっては、炉心形状・寸法を変更することなく、かつ原子炉の性能及び安全余裕を低下させないことを前提とし、使用する燃料の検討を行い、ウランアルミ合金分散型燃料(U濃縮度45%)を採用することにした。このため、高濃縮燃料要素の炉心から、中濃縮燃料要素の炉心へと移行することになった。これにともない、昭和62年11月25日までに臨界試験を行い、続いて特性試験を昭和63年1月末まで実施した。その結果、中濃縮炉心核特性は高濃縮炉心とほぼ同等であることが確認され、中濃縮化の目的は十分に達成することができたと思われる。

Operation and utilization of JRR-2

角田 準作; 山口 森; 根本 傳次郎; 黒沢 一男; 佐藤 貢

Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 15 Pages, 1988/00

JRR-2は、熱出力10MWにて、濃縮ウラン一重水減速冷却型の本格的な汎用研究炉として、昭和35年10月初期臨界以後燃料、材料の照射試験、RIの生産や中性子回析実験など幅広く所内外の利用に使用されてきた。又燃料は高濃縮ウランを使用してきたが、核拡散防止の見地から中濃縮ウランに変更し、今回に至っている。今回はJRR-2の主な運転経過、炉心構造、核特性及び利用の状況を主にまとめたもので、発表するものである。