Reactor Engineering Department annual report; April 1, 1993March 31, 1994

原子炉工学部

JAERI-Review 94-009, 333 Pages, 1994/11

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本報告は、平成5年度における原子炉工学部の研究活動状況をとりまとめたものである。当該年度に原子炉工学部において推進された主要な研究活動は、新型炉の概念設計、及びTRU消滅処理等への工学的応用を図るための大強度陽子線形加速器の開発である。原子炉工学部では、基礎基盤研究として、核データと群定数、炉理論並びにコード開発、炉物理実験並びに解析、核融合中性子工学、放射線遮蔽、原子炉計測・計装、原子炉制御・診断、伝熱流動、及び炉工学施設・加速器施設並びに伝熱流動実験施設等の技術開発を行っている。また、高温ガス炉及び核融合等の原研全体の研究活動や、動燃事業団との高速炉の共同研究も推進している。本報告では、原子炉工学部が組織する各種研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

JMTR燃料の低濃縮化に伴う定常熱水力特性解析

石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明

JAERI-M 92-043, 54 Pages, 1992/03

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JMTRでは、核不拡散の観点から燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する作業を進めている。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力解析を行うために開発されたCOOLODコードを用いて低濃縮化に伴って変更する炉心の定常熱水力計算及び炉心流路閉塞事故時の熱水力計算を行った。その結果、定常熱水力計算では、沸騰開始条件及びDNB条件に対して十分な余裕があること、また、燃料フォロワは、標準燃料要素より熱的な余裕があることが明らかになった。炉心流路閉塞事故時の熱水力計算では、閉塞率に対するDNBRを求めた。

Pressure drop through broken cold leg during reflood phase of loss-of-coolant accident of pressurized water reactor

秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(6), p.450 - 465, 1984/00

https://doi.org/10.3327/jnst.21.450

円筒炉心試験では従来の再冠水試験ではみられなかった大きな圧力損失が破断コールドレグにおいて観察された。この圧力損失は、炉心冠水速度を高め炉心容器内を加圧することにより、炉心冷却を促進した。増加した圧力損失の物理的な要因を明らかにし、円筒炉心試験結果の加圧水型原子炉解析への適用性を評価するために、破断コールドレグ圧力損失特性について実験・解析の両面から検討を行った。円筒炉心試験装置を用いてパラメータ試験を行い、圧力損失を予測するためのモデルを導出した。パラメータ試験結果から、大きな圧力損失が広い実験範囲で生じることが確かめられた。また圧力損失を均質流モデルにより予測することができた。コールドレグ破断を伴なう加圧水型原子炉でも、破断コールドレグノズルと破断口における圧力損失のために、円筒炉心試験結果と同程度な圧力損失が起こり得ることが解析的に確かめられた。