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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。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-015, 74 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl
-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、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)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド化計画の一環として実施したJRR-3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ある。JRR-3には定格出力20MW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。解析結果から、JRR-3シリサイド燃料炉心は、通常運転時において十分な安全余裕を有すると共に、炉心流路閉塞時には事故時の判断基準を満足することを確認した。
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(USi-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。
石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-043, 54 Pages, 1992/03
JMTRでは、核不拡散の観点から燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する作業を進めている。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力解析を行うために開発されたCOOLODコードを用いて低濃縮化に伴って変更する炉心の定常熱水力計算及び炉心流路閉塞事故時の熱水力計算を行った。その結果、定常熱水力計算では、沸騰開始条件及びDNB条件に対して十分な余裕があること、また、燃料フォロワは、標準燃料要素より熱的な余裕があることが明らかになった。炉心流路閉塞事故時の熱水力計算では、閉塞率に対するDNBRを求めた。
丸山 創; 数土 幸夫; 斎藤 伸三; 木曽 芳広*; 早川 均*
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.227 - 232, 1989/12
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料体応力解析用熱的境界条件の決定、流路閉塞事故時の温度解析等に使用する熱流動解析コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について発表するものである。検証は、HENDEL T
による試験結果を用いて行い、FLOWNET/TRUMPの妥当性が確認された。
神永 雅紀; 村山 洋二; 大西 信秋
JAERI-M 88-001, 36 Pages, 1988/01
本報告は、JRR-3改造路の炉心流路閉塞事故について、EUREKA-2コードを用いて行った炉心流路閉塞事故時における炉心の熱水力挙動解析結果について述べるものである。
椎名 保顕
日本機械学会論文集,B, 52(473), p.436 - 440, 1986/00
本報告は第一報に引き続いて、平行流中の置かれた鈍い物体のまわりのポテンシャル流理論を円柱の場合に適用し、実験との比較を行ったものである。その結果、亜臨界域では圧力分布はよく一致すること、超臨界域でも比較的よく一致することが確かめられ、本モデルの有効性が確認された。
椎名 保顕
日本機械学会論文集,B, 52(473), p.431 - 435, 1986/00
流れの中に置かれた鈍い物体まわりの圧力分布や抵抗を求める場合に自由流線理論は有効である。しかし、伝熱促進板が挿入された場合の熱交換器の配管やガス炉炉心内のレストレイントリングのように、狭い流路内に置かれた物体の抵抗を求める場合には、流路壁の影響が与慮されなければならない。本報告は写像平面に湧き出しを付加する事により、ポテンシャル流理論を用いて物体まわりの流れに及ぼす壁の影響を考察し、垂直平板の場合にそれを適用したものである。
安藤 弘栄; 井川 博雅; 吉村 和美*; 大西 信秋
JAERI-M 85-019, 40 Pages, 1985/02
本報告書は、JRR-3改造炉の安全評価解析のうち、熱伝導解析コードHEATING5を用いて解析した「炉心流路閉塞事故」及び「重水流量喪失」の解析結果について述べたものである。「炉心流路閉塞事故」の解析においては、最も過酷な条件である1流路完全閉塞の場合においても、燃料芯材最高温度はホットスポットにおいて約150
Cであり、最小DNBRは1.0を下まわらないことを確認した。また、「重水流量喪失」の場合には、熱交換器による重水の除熱を無視しても、重水タンク内の重水の温度上昇は、最大約94Cであり、飽和温度を下まわることを確認した。
数土 幸夫; 刑部 真弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(4), p.322 - 332, 1983/00
被引用回数：13 パーセンタイル：78.7(Nuclear Science & Technology)本研究は、加圧水型原子炉の冷却機喪失事故の再冠水過程において、燃料棒被覆管のふくらみによって生ずる流露閉塞の、炉心熱伝達に及ぼす影響について、特に流路閉塞が1燃料集合体規模で生じている場合のバイパス流れの影響とパラメータ効果に注目して調べたものである。閉塞率約60%の流路閉塞がある実規模の模擬燃料集合体2体と、健全な模擬燃料集合体6対の計8体を横一列に配置した、平板炉心試験装置で、最もありうる冷却水注入条件での強制注入実験を行い、クエンチ及び熱伝達率特性に注目して、その影響を調べた。その結果、(1)流路閉塞の影響は、流路閉塞のある集合体の流路閉塞部の下流にのみ冷却が促進する形で現われる、(2)従って流路閉塞によるバイパス流れの効果は無視できる、(3)蓄圧注入による冠水速度が、流路閉塞部下流の冷却促進に大きな影響を持つ、ことが明らかとなった。
早田 邦久
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(10), p.813 - 820, 1982/00
被引用回数：4 パーセンタイル：47.56(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉(PWR)の自然循環は、TMI事故後、強制循環を喪失するような事故または遷移時の代替冷却法として、また、回復手段として、近年大きな関心を集めてきた。自然循環の3つのモード(単相、二相、リフラックス)のうち、リフラックス冷却については、PWRでの十分な検討がされていない。本報告では、自然循環のリフラックス冷却に注目し、PWRのホットレグ内の液速を推定する解析方法を導いた。本報告の結果から、代表的なPWRのリフラックッス時(2%炉心出力、6.9MPa)には、上部プレナム側のホットレグ入口で、流速は2.7m/s、液深さは、3.0cmであることがわかった。この結果から、蒸気流路の凝縮液流による閉塞は、ホットレグ内で殆んどおこらないことがわかった。この結果は、リフラックス冷却実験を行なう実験装置で、液連および液深さを測定する計測器を設計するのにも有用である。
