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論文

Measurement of temperature effect on low enrichment STACY heterogeneous core

渡辺 庄一; 山本 俊弘; 三好 慶典

Transactions of the American Nuclear Society, 91, p.431 - 432, 2004/11

温度反応度効果は、臨界事故時の過渡特性を特徴づける主要な因子である。STACYの非均質炉心において二種類の格子配列について一連の温度効果の測定を行った。炉心は、軽水炉用使用済燃料再処理施設の溶解槽を模擬し、軽水炉型の燃料棒と低濃縮度の硝酸ウラニル水溶液から構成される。さまざまな溶液温度における臨界液位を測定した。臨界液位差法を用いて温度による臨界液位の変化から反応度効果を求めた。また、SRACコード及び輸送計算コードTWODANTを用いて温度効果を計算した。温度効果の実験値は、「2.1cmピッチ」については-2セント/$$^{circ}$$C、「1.5cmピッチ」では-2.5セント/$$^{circ}$$Cとなった。また、計算値は実験値に対して約10%以内で一致した。

報告書

JRR-4シリサイド燃料炉心の燃料要素冷却水流量の測定

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$$^{3}$$/minから8m$$^{3}$$/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。

論文

Dimensional stability of low enriched uranium silicide plate-type fuel for research reactors at transient conditions

柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.233 - 243, 1992/03

本報は、試験研究炉用低濃縮ウラニウムシリサイド小型板状燃料を用いた過渡実験研究の結果について、報告するものである。パルス照射は安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。得られた結果は、以下の通りである。(1)燃料板温度が400$$^{circ}$$C以下では、供試燃料板は非常に良い寸法安定性を示し、燃料破損はなかった。(2)540$$^{circ}$$C以上では、Al-3%Mg合金被覆材に割れが生じた。被覆材の溶融温度640$$^{circ}$$Cを越えると、曲がりの増加、溶融アルミの流動によって露出した芯材部分の割れにより、燃料板は健全性を喪失した。この様な状況になっても、燃料板の破砕や機械的エネルギの発生は、燃料温度971$$^{circ}$$Cまで全く見られなかった。(3)971$$^{circ}$$C付近の高温領域では、燃料芯材と溶融芯材アルミスは溶融アルミ被覆材との反応が生じた。

論文

Initial results of helium ash experiment in the JT-60 lower divertor

中村 博雄; 飛田 健次; 平山 俊雄; 小出 芳彦; 新井 貴; 栗山 正明; 久保 博孝; 草間 義紀; 杉江 達夫; 杉原 正芳; et al.

Fusion Technology, 18, p.578 - 582, 1990/12

核融合炉実現のためには、DT反応で生じたヘリウム灰の空プラズマ中での含有量を5~10%に制御する必要がある。以上から、ヘリウム灰排気特性は、トカマク実験での重要な課題である。しかし、従来の実験は、DIIIにおけるジュール加熱プラズマのみである。本報告は、JT-60の下側ダイバータ配位で、5~18MWのNB加熱を行い、ヘリウム灰排気特性を調べた。ヘリウムの補給は、ガスパフの他に、核融合炉でのヘリウム灰発生分布を模擬して、ヘリウムNB入射による中心補給も行った。以上の結果、NB加熱時には、高電子密度放電を実施して、ヘリウムが高リサイクリングとなり、ダイバータ部ヘリウム圧力を高く出来、ヘリウム灰排気が楽になることが明らかとなった。

報告書

Dynamic behavior and control of product enrichment in a centrifuge cascade; A Study of the process simulation as a basis of safeguards design

岡本 毅*; 鈴木 篤之*; 西村 秀夫

JAERI-M 89-059, 18 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-059.pdf:0.76MB

遠心分離法ウラン濃縮プラントの保障措置についてはHEXAPARTITEプロジェクトにおいて議論が行われ、「頻度限定・無通告」方式による査察を行うことで合意が得られている。大型商用施設に対しても同様の手法が採用されると考えられるが、このような施設では濃縮能力の拡大、機微な情報を保護することの重要性から、適用すべき保障措置の態様については十分な検討が必要とされる。本報告は、遠心分離法による大型商用ウラン濃縮プラントの保障措置システム設計のために行った、モデル施設の工程シミュレーション研究の結果得られた成果の一部を取りまとめたものである。まず、起動時の過渡特性について解析し、次にカスケードの特性パラメータの操作によるプロダクト濃度の変動を調べた。この結果、90%までのカスケード効率低下を許容することで、核燃料として必要な核種濃縮度の低濃縮ウランの生産が可能であることが分かった。

報告書

JRR-3改造炉用燃料貯蔵設備の臨界安全性

鶴田 晴通; 岩崎 淳一*; 市川 博喜

JAERI-M 85-002, 62 Pages, 1985/02

JAERI-M-85-002.pdf:1.59MB

JRR-3改造炉の20%濃縮U・Al$$_{x}$$-Al燃料要素を貯蔵する場合の、臨界安全性を評価した。すなわち、貯蔵する配列について、燃料要素数、燃料要素間隔及び減速材としての軽水の密度をパラメータとして、臨界計算を行った。また、中性子吸収材が増倍係数に及ぼす効果も調べた。結果は、JRR-3改造炉の燃料貯蔵設備が、考えられるいかなる状況下に置かれても、十分に未臨界であることを示している。これらの計算結果は、種々な条件下における増倍係数を内挿によって推定できるようにまとめられている。

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