Comparison of JRR-4 core neutronic performance between silicide fuel and TRIGA fuel

中野 佳洋; 市川 博喜; 中島 照夫

Proc. of the 16th Int. Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors, 0, p.313 - 320, 1994/03

JRR-4の燃料濃縮度低減化計画に基き、炉心に低濃縮シリサイド燃料と、低濃縮トリガ燃料を装荷した場合について、両者の核特性解析、炉心性能比較を行った。シリサイド燃料では、ウラン密度を3.0,4.0,4.8g/cmと変化させて計算を行った。また、トリガ燃料では、ウラン量を、20,30,45%と変化させた。その結果、ウラン量が増加すると、炉心照射孔内の熱中性子束が低下すること、シリサイド燃料の方が高い熱中性子束を得られること、トリガ燃料の方が高い燃焼度が得られること等が分かった。また、JRR-4の低濃縮燃料として、シリサイド燃料の場合には3.8g/cm程度のウラン密度が、トリガ燃料の場合には40%程度のウラン量が適当であろうとの見通しを得た。

Release of fission products from silicide fuel at elevated temperatures

二村 嘉明; 斎藤 実; 小山田 六郎; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也

Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07

JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600C~1100Cまで100C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。

Thermal-Hydraulic Analyses of the JMTR and the JRR-2 with LEU Fuels

桜井 文雄

JAERI-M 9449, 30 Pages, 1981/04

JAERI-M-9449.pdf:0.79MB

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。