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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。
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。