W.Hering*; Minato, Kazuo; Nagase, Fumihisa
独・カールスルーエ原子力工学センターの炉外集合体溶融実験装置CORAにおいて、シビアアクシデント時の軽水炉燃料のふるまいが調べられている。被覆管の破損や酸化、炉心構成材の溶融といった試験中に観察された現象を解析するために、4つのPWRタイプの集合体実験CORA-2,3,5,12を本研究で取り上げた。ビデオカメラで得られた情報をはじめとして試験中に得られた全てのデータを一覧図「テストシークエンス・ダイアグラム」にまとめた。試験後の集合体の状態を定量的に表すために、集合体断面の軸方向分布や燃料棒の損傷状態、被覆材の平均酸化量、ペレットの損傷を測定した。これらのデータを組み合わせることで、試験ごとの損傷を確定した。さらに装置の特徴を認識しその集合体損傷の進行への影響を評価することで、実炉での集合体溶融ふるまいの一般化を試みた。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
|---|---|---|
掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 102 |
号 |
: | |
ページ数 |
: | p.100 - 115 |
発行年月 |
: | 1993/04 |
キーワード |
: | Severe Accident; CORA Experiment; PWR; Bundle Behavior; Melt Relocation; Oxidation; Axial Profile; Fuel Damage |
論文URL |
: |
|
|---|---|---|
論文解説記事 |
: |
Access |
: |
- Accesses |
|---|---|---|
InCites™ |
: |
パーセンタイル：29.79 分野：Nuclear Science & Technology |
Altmetrics |
: |
[CLARIVATE ANALYTICS], [WEB OF SCIENCE], [HIGHLY CITED PAPER & CUP LOGO] and [HOT PAPER & FIRE LOGO] are trademarks of Clarivate Analytics, and/or its affiliated company or companies, and used herein by permission and/or license.
