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Fuel assembly degradation test using plasma heating method

プラズマ加熱を用いた燃料集合体破損試験

佐藤 一憲; 中桐 俊男; 阿部 雄太; 石見 明洋; 永江 勇二

Sato, Ikken; Nakagiri, Toshio; Abe, Yuta; Ishimi, Akihiro; Nagae, Yuji

BWRにおけるシビアアクシデント時の炉心物質移動挙動の大きな不確かさに対処することをねらいとして、原子力機構は非移行型プラズマ加熱を用いた試験計画を進めている。予備的試験を経て、模擬燃料ロッド、制御ブレード、チャネルボックス、下部支持構造からなる試験体を加熱する試験を実施した。冷却後、制御ブレードとチャネルボックスの大部分は失われたが、ほとんどの燃料柱はそのまま立っていた。下部支持構造領域には金属成分からなると見られる溶融物の流下が確認された。これらの試験データは計画中のX線トモグラフィー測定データとともにBWR設計条件での炉心物質移動挙動に関する有効な情報を提供するものと思われる。

An experimental program using non-transfer type plasma heating is underway in JAEA in order to address large uncertainty in core-material-relocation behavior in severe accidents of BWRs. Based on preparatory tests, an experiment with simulated fuel rods, channel box, control blade and lower support structure was carried out. After the heating, control blade and channel box were mostly gone but major part of the fuel columns remained standing. Downward relocation of molten materials probably consisting mainly of metals was confirmed in the lower support structure region. These results together with data from planned X-ray CT measurement on the heat teat piece will provide effective data for core material relocation behavior with the BWR design conditions.

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