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Quenching degradation in-pile experiment on an oxidized fuel rod in the temperature range of 1000 to 1260$$^{circ}$$C

1000$$^{circ}$$Cから1260$$^{circ}$$Cの温度領域における被覆管が酸化した燃料の急冷による崩壊挙動炉内実験

片西 昌司; 傍島 眞; 藤城 俊夫

Katanishi, Shoji; Sobajima, Makoto; not registered

炉心露出事故において、酸化した高温の燃料が再冠水により急冷される時の燃料挙動を調べる炉内実験をNSRRにおいて実施した。その結果、1000$$^{circ}$$Cから1260$$^{circ}$$Cの温度領域での、被覆管の酸化挙動と急冷時の燃料挙動が明らかになった。特に、被覆管温度1260$$^{circ}$$C、酸化量が肉厚の35%とした実験では、急冷により被覆管が破損しペレットが露出して、燃料棒の崩れ落ちの可能性があることが示された。また、炉心損傷挙動解析コードSCDAPを用いて解析を行った。計算された挙動は概ね実験結果に近いものであったが、被覆管温度及び酸化膜厚は燃料棒下部領域で実験値に比べ過大に計算された。炉心全体を解析対象としているSCDAPコードを用いて、NSRR実験のような比較的小さな体系を模擬するには、蒸気流による冷却の影響等をより厳密にモデリングする必要があることがわかった。

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分野:Nuclear Science & Technology

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