軽水炉燃料の事故時挙動に関する研究

Research on LWR fuel behavior under accident conditions

大和 正明; 杉山 智之 ; 永瀬 文久 

Yamato, Masaaki; Sugiyama, Tomoyuki; Nagase, Fumihisa

原子炉の設計が安全であることを確認するため、通常運転時に加え、さまざまな事故を想定した場合についても安全評価が行われる。このような事故は設計基準事故と呼ばれ、その1つが、配管の破断等により原子炉の水が失われる冷却材喪失事故(LOCA)である。LOCA時の安全確保のために定められた基準の基本的な考え方を示すとともに、近年実施したLOCA後の被覆管の健全性評価試験、高温酸化におけるブレイクアウェイ現象に関する試験、海水影響試験の結果を報告する。

To confirm the reactor safety design, safety reviews are performed under accident conditions as well as under normal operation conditions. One of such Design Basis Accidents is the Loss-of-Coolant Accident (LOCA) in which the reactor coolant water is lost typically due to a pipe break. This presentation shows the concept of the current LOCA safety regulation, and presents the results from the recently started experiments on mechanical properties of post-LOCA cladding, breakaway phenomenon in cladding high temperature oxidation, and influence of sea water on the cladding high temperature oxidation.