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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; 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。
神永 雅紀
JAERI-M 94-052, 40 Pages, 1994/03
本報告書は、研究炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-N2について述べたものである。本コードは、板状燃料を使用する研究炉の定常熱水力解析コードCOOLOD-Nの改良版であり、棒状燃料を使用した研究炉の解析が行えるように棒状燃料の温度計算サブルーチンを新たにCOOLOD-Nに組み込んだものである。COOLOD-N2は、強制循環冷却及び自然循環冷却のいずれの場合にも適用可能である。本コードにおいてもCOOLOD-Nと同様に板状燃料を用いた研究炉用に開発された熱伝達相関式、DNB熱流束相関式等からなる「熱伝達パッケージ」が組み込まれているが、棒状燃料のDNB熱流束計算では、熱伝達パッケージの他にTRIGA炉の解析で用いられているLundの相関式による値も合せて計算する。本コードは、JRR-4改造プロジェクトの中でJRR-4 TRIGA炉心の定常熱水力解析を実施するために開発したものである。
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。
足立 守; 松野 見爾; 内山 順三; 佐藤 博; 高柳 弘; 両角 実
JAERI-M 5225, 55 Pages, 1973/04
1968年から1969年かけて、JRR-4の破損燃料検出器指示値が漸増した。炉内でflux tiltingおよびsipping法により調査をおこない、炉心装荷燃料18本中の1本に異常のあることが認められた。その燃料の解体検査の結果、燃料板15枚のうちの1枚に破損が確認された。本報告はこの時おこなった解体検査の結果と破損の情況をまとめたものである。破損原因はミート中に存在していた初期ボイドによるものである。燃料要素の平均燃焼度を求めるため、
スキャンニングをおこなった。
Csの化学分析値を用いて平均燃焼度の絶対値を求め、3.92%を得た。この値と熱中性子束分布をもとに算出した計算値との差異について詳細に検討をおこなった。