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秋江 拓志; 中村 武彦
Progress in Nuclear Energy, 38(3-4), p.363 - 370, 2001/02
被引用回数：6 パーセンタイル：44.09(Nuclear Science & Technology)プルトニウム岩石型酸化物燃料(ROX燃料)は燃料温度係数が小さく、反応度事故(RIA)時のふるまいが大変厳しくなる。これを改善するために、ROX燃料中にUO
,ThO,ErO
等を添加したり、あるいはUO燃料炉心中に部分的にROX燃料集合体を装荷するなどして燃料温度係数の値を大きくしたROX-PWR炉心の設計研究を行った。設計研究の一方、ROX燃料ピンのRIA時の挙動を実験的に検討するため、NSRRにおけるパルス照射を行った。現行のUOピンとROXピンではRIA時の破損のメカニズムは異なるものの、燃料単位体積あたりのRIA時エネルギー蓄積量で表した燃料ピンの破損しきい値はUOとROXで同程度となることがわかった。
not registered
PNC TJ1214 94-019, 90 Pages, 1994/06
高速増殖原型炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」という)の運転特性を評価するため、炉心特性の詳細評価を行った。昨年度は、反応度低下事象の概略評価、燃料製造日変更による影響評価等を行ったが、本研究では、反応度低下事象の評価として炉心群振動の詳細評価を行った。また、プルトニウム富化度の運転性への影響評価及び燃料製造実績を反映した炉心裕度評価を行った。以下に主な結果を示す。1.炉心群振動による反応度変動評価炉内の運転状態で仮想的に想定される集合体ギャップ積算値分(3mm)分だけ、最外層ブランケット集合体が1次湾曲(上部固定)するとした場合を初期状態として、炉心群振動解析を実施し、これに基づき、炉心の振動反応度変化を求めた。群振動による挿入反応度の最大値は、0.07%
k/kk'となり、また振動のピークが生じるあたりの周波数は約12Hzであり、この場合、原子炉はトリップする可能性もある。従って今後、詳細な評価による振動反応度変化の解析が必要と考えられる。尚、この群振動解析による応答変形は、現行の「もんじゅ」炉心で何らかの異常で炉心形状が変化する場合を仮想的に想定したものである。また炉心は約12Hzで振動を開始するが1秒後には殆ど振動は終息することがわかった。
中島 鐵雄; 斉藤 裕明*
Nucl.Eng.Des., 101, p.267 - 279, 1987/00
被引用回数：25 パーセンタイル：89.25(Nuclear Science & Technology)FPガスのペレット/被覆管のギャップへの放出は、ギャップの熱伝達率を悪化させ、燃料温度の上昇を引き起こすとともに内圧を増加させる。燃料温度は燃料のふるまいに大きく作用するため、FPガス放出量の予測は計算コードにおいて最も重要な部分と言える。FEMAXI-IVでは、FPガス放出モデルにこれまで、Boothの等価球による拡散放出モデルを改良して用いてきた。Boothのモデルでは、FPガスの潜伏期間が考慮されておらず、燃焼の早い時期からFPが放出される。そこで新たに、FPガスの粒界での挙動を考慮した一層機構的なモデルに改良した。このモデルでは、照射に伴う気泡の形成、気泡あるいは粒界によるトラッピング、粒成長を考慮している。本報では、このモデルの概要と、これを用いてストゥーズビックランプ計画により得られたFPガス放出データを解析した結果を報告する。
田所 啓弘; 平野 光将; 安川 茂
JAERI-M 8548, 37 Pages, 1979/11
本コードは高温ガス炉で用いられる棒状外面冷却材料および球状燃料の核熱特性を解析するために開発された一次元少数群(最大6群)核熱結合燃焼計算コードであり、核特性としては出力密度分布、高速中性子束分布、熱中性子束分布、燃焼度などを、熱特性としては燃料温度分布および圧力損失などを計算することができる。本コードの特徴は、棒状外面冷却燃料の場合には領域別燃料装荷が取り扱えること、また球状燃料の場合には運転時連続燃料交換が模擬でき、このときに単位体積当りの燃料重量を時間的に変化させて装荷するとこも許されることである。本コードの計算時間(CPU)は軸方向分割数45、径方向分割数8に対して1燃焼ステップ当りFACOM230/75システムで約70秒(2群)~約300秒(6群)である。なおプログラム・ステップ数は約2500である。
荒井 長利; 佐藤 貞夫
JAERI-M 5513, 71 Pages, 1974/01
MULSHESコードは、高温ガス炉で照射される多重穀型燃料体(多重円筒型燃料棒、多重球穀型燃料)の照射中における温度および応力変化を解析するためのものである。本コードの特長的な機能は、第1に、原子炉内における照射条件の空間的時間的変化を考慮しうることであり、第2は、燃料体材料である黒鉛材料の異方性、照射効果の解析が可能であるとういうことである。本コードは、FACOM230/60で使用され、所要記憶容量は85K語である。
後藤 実; 奥村 啓介; 中川 繁昭; 稲葉 良知; 松浦 秀明*; 中屋 裕行*; 片山 一成*
no journal, ,
Li(n,
)T反応を用いた高温ガス炉による核融合炉用トリチウム燃料の製造の成立性について検討を行っている。高温ガス炉の核特性解析において実績のあるSRACコードシステムでLi(n,)T反応を取り扱えるように燃焼チェーンを整備し、トリチウム製造高温ガス炉の核熱特性を評価した。核特性値および燃料温度が設計要求を満たし、核的および熱的な観点からLi装荷高温ガス炉が成立することを確認した。
