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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。
桜井 文雄
JAERI-M 9449, 30 Pages, 1981/04
JMTR及びJRR-2の炉心を低濃縮燃料に転換するための検討の一環として、これら低濃縮燃料炉心の熱水力的検討を行なった。使用した熱水力計算コードは、ANLが研究炉濃縮度低滅化のために開発したCOBRA-3C/RERTRである。検討した各種低濃縮燃料炉心のONB(onset of nucleate boiling)及びDNB(departure from nucleate boiling)に対する余裕度は、冷却水流速を現行炉心より大きくしたため、高濃縮燃料炉心である現行炉心より大きくなった。但し、各炉心の冷却水全流量は現ポンプシステムの容量内である。以上より、高U密度燃料が開発できれば、JMTR及びJRR-2の低濃縮燃料炉心は、現ポンプシステムを交換しなくても、現行炉心と同程度の熱的余裕をもって運転し得るとの結果を得た。なお本研究は、研究炉用燃料の濃縮度低減化に関するJAERI-ANL共同研究の一環として、著者がANLにおいて行ったものである。