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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。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-015, 74 Pages, 1997/03
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
-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
Si
-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ある。JRR-3には定格出力20MW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。解析結果から、JRR-3シリサイド燃料炉心は、通常運転時において十分な安全余裕を有すると共に、炉心流路閉塞時には事故時の判断基準を満足することを確認した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉
JAERI-Tech 96-039, 72 Pages, 1996/09
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(USi-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。
丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 木曽 芳広*; 早川 均*
Nucl. Eng. Des., 150, p.69 - 80, 1994/00
被引用回数：5 パーセンタイル：47.29(Nuclear Science & Technology)HTTRの安全評価では、DBAの1つとして流路閉塞事故を想定している。事故時の伝熱流動特性を評価するための解析コードFLOWNET/TRUMPを開発するとともに、HENDELによる流路閉塞模擬試験結果を用いて検証解析を実施し、その妥当性を確認した。事故時の燃料最高温度は1653
Cまでの上昇にとどまり、事象が安全に推移することを明らかにした。
丸山 創; 数土 幸夫; 斎藤 伸三; 木曽 芳広*; 早川 均*
Proc. of the 4th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Vol. 1, p.227 - 232, 1989/12
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料体応力解析用熱的境界条件の決定、流路閉塞事故時の温度解析等に使用する熱流動解析コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について発表するものである。検証は、HENDEL T
による試験結果を用いて行い、FLOWNET/TRUMPの妥当性が確認された。
篠津 和夫; 井川 博雅; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 大西 信秋
JAERI-M 84-238, 69 Pages, 1985/01
本報告は、研究用原子炉の熱水力解析をするために開発されたCOOLODコードを用いて行ったJRR-3改造炉の炉心定常熱水力計算、およびその熱水力特性の評価結果について述べたものである。本稿では、定常熱水力計算について沸騰開始温度およびDNBRを検討し、これらの熱水力設計値が沸騰開始条件に対し十分な余裕があること、およびDNB開始条件に対して十分な余裕があることを示した。さらに、フォロワ型燃料要素においても同様な検討を行い、標準型燃料要素に比べてさらに安全余裕があることを示した。また、流路閉塞時の熱水力についても考察し、DNB条件に対してパラメータ計算を行いDNBRが1.5を下回る条件を明確にした。
大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 83-083, 68 Pages, 1983/06
軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するため、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本実験は、膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力35kg/cm
、蒸気量0.4g/cmmin、昇温速度約9C/秒で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。1)破裂圧力は41~45kg/cm、破裂温度が850~880Cである。2)最大膨れ率は、集合体(7
7)で54.2%、内部燃料領域(55)が66.9%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(77)が40.5%、内部燃料領域が51.4%である。
橋本 政男; 大友 隆; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 83-038, 56 Pages, 1983/03
軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本試験は膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力70kg/cmmin、昇温速度約9C/秒で行ったものである。その結果以下の知見が得られた。1)破裂圧力は、78~88kg/cm、破裂温度は765~780Cである。2)最大膨れ率は、集合体(77)が99.4%、内部燃料領域(55)が125.3%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(77)が67.3%、内部燃料領域(55)が78.1%である。
大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 9624, 56 Pages, 1981/08
軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するための基礎データを得るために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験No.7806を行なった。この実験は、初期圧力20kg/cm・蒸気流量0.4g/cmmin・昇温速度9 C/秒の条件で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。(1)最高圧力は約28kg/cmで、破裂圧力は約26kg/cmであった。また、その時の破裂温度は885
962 Cと考えられる。(2)34%以上膨れた領域の軸方向長さは、大部分の燃料棒で040mmの範囲であり他の条件に比べて短かい。(3)集合体全体(77)の流路閉塞量の最大値は36.2%である。しかし、温度分布が比較的均一であると考えられる内部燃料棒(55)に限れば43.4%であった。また、これらの値も他の条件で試験した結果に比べて小さい。
橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 川崎 了; 上塚 寛
JAERI-M 9233, 53 Pages, 1980/12
軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験を行なった。この試験は流路閉塞量に影響を与えるいくつかのパラメーターを変代させて行ない、事故時に想定される流路閉塞量を定量的に明らかにすることを目的として、1977年から数回にわたり実施されている。本報告書は、今後行なわれる最終の解析に利用するため、1体毎のデータを中心としてまとめられたシリーズの一つで、No.7805集合体に関するものである。収められたデータは、燃料棒の温度、圧力そして膨れ破裂に関するものや、集合体の流路閉塞量などである。
上塚 寛; 小泉 安郎; 川崎 了
JAERI-M 8970, 17 Pages, 1980/07
集合体破裂実験で観察された同一平面変形は模擬燃料棒内蔵ヒーターの特性に基づくフィードバック・メカニズムによって生ずる可能性があるという指摘に対して、その可能性を実験データと単純化モデルに基づく計算によって検討した。検討項目は以下の4点である。(1)初期昇温過程における局部変形の可能性(2)ヒーター特性が集合体破裂実験におけるフィードバック・メカニズムに結びつく可能性(3)昇温過程における隣接燃料棒間の温度伝播挙動(4)集合体破裂実験における膨れ変形伝播(1)~(4)を検討した結果はそのいずれもが指摘された可能性を否定するものであった。従って、模擬燃料棒内蔵ヒーターの特性のために被覆の局部変形が隣接棒の膨れ変形へ波及するというフィードバック・メカニズムは集合体破裂実験で観察された同一平面変形を支配するメカニズムではない。
