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報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心における炉心構造物の設計差圧及び設計流速

神永 雅紀; 村山 洋二; 和田 茂; 木名瀬 政美

JAERI-Tech 97-043, 63 Pages, 1997/09

JAERI-Tech-97-043.pdf:1.64MB

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$$_{x}$$-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$$_{3}$$Si$$_{2}$$-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。JRR-3シリサイド燃料炉心では、シリサイド燃料化に伴って標準型燃料要素及びフォロワ型燃料要素の燃料板枚数、燃料板厚さ、冷却材流路ギャップを変更する。このため、これまでのアルミナイド燃料炉心と比べ炉心流量配分特性が異なり、燃料要素以外の炉心構造物の設計計算に用いている設計流速を見直す必要がある。本報告書は、JRR-3シリサイド炉心の炉心流量配分特性、炉心流量配分特性の変更に伴い新たに設定した炉心構造物の設計差圧及び設計流速について述べたものである。付録には、それらの結果に基づき実施した炉心構造物の耐熱計算結果を示した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのTHYDE-Wコードによる冷却異常事象解析

神永 雅紀; 山本 和喜

JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-016.pdf:3.76MB

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$$_{x}$$-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$$_{3}$$Si$$_{2}$$-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のシリサイド燃料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安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のためのEUREKA-2コードによる反応度投入事象解析

神永 雅紀

JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03

JAERI-Tech-97-014.pdf:4.04MB

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$$_{x}$$-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$$_{3}$$Si$$_{2}$$-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シリサイド燃料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5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。

報告書

JRR-4シリサイド燃料炉心の炉心定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析

神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉

JAERI-Tech 96-039, 72 Pages, 1996/09

JAERI-Tech-96-039.pdf:2.43MB

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$$_{3}$$Si$$_{2}$$-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。

論文

A New CHF correlation scheme proposed for vertical rectangular channels heated from both sides in nuclear research reactors

神永 雅紀; 数土 幸夫

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.73 - 79, 1991/00

研究炉では、高中性子束を達成するために高出力密度の可能な板状燃料が一般に使用されている。板状燃料を用いた燃料要素の冷却材流路は、狭い垂直矩形流路であり、このため狭い垂直矩形流路における限界熱流束(CHF)の把握が重要となる。しかし、従来、研究炉の設計等で使用してきた垂直矩形流路における限界熱流束相関式は高流量域において上昇流と下向流の相異が必ずしも明確にされていなかった。本研究では、流路出口サブクール度の効果に着目し、既存のCHF実験結果を用いて、サブクール度の影響を調べた。その結果、上昇流と下向流のCHFは、流路出口サブクール度と質量流量の関数として系統的に整理できることが明らかとなった。さらに、本研究結果に基づきこれまでに研究炉の設計に用いてきたCHF相関式群に改良を加え、新たにCHF相関式群を提案した。

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