報告書番号

L05020

タイトル（和文）

SIRIUS-F設備を用いた1/3MOX燃料装荷BWR-5炉心の安定性評価

タイトル（英文）

Stability Estimation of 1/3 MOX BWR-5 Plant with SIRIUS-F Facility

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

9×9A型MOX燃料を1/3装荷したBWR-5のチャンネル安定性、炉心安定性および領域安定性試験を実施した。使用した試験設備SIRIUS-Fは、ボイド反応度を精緻に模擬できるようになっている。すなわち、BWRを模擬した熱流動ループの炉心部ボイド率を計測し、炉心動特性および燃料棒熱伝導のリアルタイムシミュレーションを行い、加熱量を制御する。 最低ポンプ速度最大出力点および自然循環最大出力点を含み広い範囲に対してチャンネルおよび領域安定性試験を実施した。その結果、安定度の指標となる減幅比(DR)および共振周波数は設計解析と精度良く一致し、出力の増大に伴いDRも増大するなど、実機の安定裕度を正確に把握することが判明した。MOX燃料を1/3装荷したBWR-5では仮想的に出力が増大した場合にも十分な安定性上の余裕があることが判明した。

概要 （英文）

Channel stability, core-wide stability, and regional stability experiments for a BWR-5 core with one-third of MOX (mixture oxide of plutonium and uranium) type 9ﾗ9A fuels installed. The SIRIUS-F facility, used in this study, was designed and constructed for highly accurate simulation of void-reactivity feedback of BWRs. Therefore, a real-time simulation is performed for the modal-point kinetics of reactor neutronics and fuel-rod conduction on the basis of a measured void fraction in a reactor core section of the facility. Channel stability, core-wide stability, and regional stability experiments were conducted for a wide range of operating conditions including maximum power points along the minimum pump speed line and the natural circulation line of the BWR-5. The decay ratios and the resonance frequencies are in good agreement with those from the design analysis code, ODYSY. The SIRIUS-F experimental results demonstrated stability characteristics such as a stabilizing effect of the power, and reviled a sufficiently large stability margin even under hypothetical conditions of power enlargement.

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