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求 惟子; 安掛 寿紀; 柳澤 宏司
JAEA-Technology 2024-015, 30 Pages, 2025/01
JAEA-Technology-2024-015.pdf:1.36MB
NSRR定期事業者検査の反応度抑制効果確認検査(正ペリオド法、制御棒落下法)において使用している制御棒校正表について、その妥当性の検証を行った。制御棒校正表は、逆時間方程式により即発臨界未満でのステップ状の反応度投入量と正ペリオドの関係を計算した表(DOUBLING TIME-REACTIVITY)と遅発臨界状態からステップ状の負の反応度を投入した場合の出力減衰曲線から改良落下法により反応度投入量を計算した表(DECAY OF NEUTRON FLUX AFTER INSTANTANEOUS REDUCTIONOF REACTIVITY)で構成され、その作成は1975年頃に遡る。この制御棒校正表には、数値の出典、計算に使用したデータ等の記録が十分に示されていないため、その妥当性について改めて検証を行った。検証では、NSRRのパラメータを使用した逆時間方程式により正ペリオドと反応度の関係を解析的に評価するとともに、改良落下法については軽水型原子炉動特性解析コードEUREKA-2によって制御棒校正表の数値の再評価を行った。その結果、再評価した数値と、制御棒校正表の各表に示されている数値との差の標準偏差は、いずれも0.035%未満であり、実用上十分な一致を示すことから、制御棒校正表は妥当であることを確認した。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-014, 125 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。
柳澤 和章; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.981 - 988, 1995/10
被引用回数：1 パーセンタイル：17.33(Nuclear Science & Technology)本誌は研究炉(JRR-3)用として検討されている低濃縮ウランシリサイド燃料仕様(密度4.0gU/cc)及び現行のアルミナイド燃料仕様の小型板状燃料を用いた過渡実験結果について報告するものである。過渡照射は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)を用いて遂行した。得られた結果は以下のとおり:(1)近い将来JRR-3炉心に使用を検討されている仕様の密度のシリサイド燃料板を用い、発熱量106cal/fuelまで過渡照射した。供試燃料板のピーク表面温度(PCST)は508
Cに達したが、破損は起こらなかった。本実験は、PSCT400C以上で生ずると考えられているブリスターを模擬した過渡実験であった。実験結果から供試シリサイド燃料板は508Cまでブリスター破損に対し、強い抵抗を有していることが立証された。(2)供試アルミナイド燃料板は発熱量55cal/g-fuelの実験において燃料板のPCSTが230Cに達したが、異常は認められなかった。この実験条件は、JRR-3の安全評価における最も厳しい燃料温度条件の流路閉塞事故PCST、150Cを大きく上まわっており、安全評価における安全裕度が実験により確認された。
永岡 芳春; 小向 文作; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-095, 68 Pages, 1992/07
JMTRは、ETR型板状燃料を使用した軽水減速・冷却タンク型の熱出力50MWの汎用型材料試験炉であり、1993年にMEU燃料からLEU燃料への転換が計画されている。このため、LEU燃料炉心の安全評価の一環として、反応度投入事象に関する解析を実施した。評価すべき反応度投入事象として、以下に挙げる運転時の異常な過渡変化に関する4事象及び事故に関する1事象を選定し解析の対象とした。(1)運転時の異常な過渡変化、(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)照射試料による反応度付加、(4)冷水導入による反応度付加、(2)事故、(1)照射装置の破損による反応度の異常な付加、解析は、1点を近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象については、運転時の異常な過渡変化時および事故時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。
原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋
JAERI-M 86-136, 84 Pages, 1986/09
核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を評価するため、低濃縮酸化ウランを使用したSPERT III-E炉心における反応度添加実験の解析を行なった。SPERT III-E炉心で行なわれた低温大気圧実験、高温実験及びホットスタンバイ出力実験の広範囲に及ぶ初期運転状態における暴走出力実験を解析した。解析の結果、EUREKA-2による計算結果と実験値は、最大暴走出力、暴走エネルギー、フィードバック反応度および被覆管表面のデータについて、実験誤差範囲内で良い一致を示した。
原見 太幹; 植村 睦*; 大西 信秋
JAERI-M 84-142, 82 Pages, 1984/08
本報告は、JRR-3改造炉の安全性を評価することを目的として行った反応度投入事象に関する解析について述べたものである。本報告では、運転時の異常な過渡変化に係る反応度投入事象、すなわち(1)起動時における制御棒の異常な引抜き、(2)出力運転中の制御棒の異常な引抜き、(3)実験物等による反応度添加、(4)1次冷却材流量増加による反応度添加、(5)重水タンク損傷、を解析の対象とした。解析は1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析に当っては、解析結果がきびしくなるように種々の解析条件を設定した。また、解析に用いる各種の入力データについては運転条件や炉心条件の不確定性を考慮してパラメトリックな解析を行った。その結果、本原子炉施設で選定した反応度投入事象の解析結果は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足することを確認した。
大西 信秋; 原見 太幹; 広瀬 大久*; 植村 睦*
JAERI-M 84-074, 62 Pages, 1984/05
本報告は、軽水炉の反応度投入事象時における核熱水力学的挙動を解析するために開発した1点動特性多領域熱水力結合の動特性解析コードEUREKA-2について説明したものである。EUREKA-2コードでは制御棒の異常な引抜き、冷却材流量変化あるいは冷却材温度変化などによって誘起される反応度変化による原子炉の過渡応答を計算することができる。とりわけ反応度事故のような過酷な事故現象を取扱うのに適している。EUREKA-2コードは、EUREKAコードの冷却材流動モデルを改良したもので、急激な冷却材温度上昇やボイド発生がある反応度投入事象の解析もかのうにしたものである。
