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天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10
Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.
丹沢 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-215, 40 Pages, 1992/01
本報告書は、反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響を調べるために、大気圧室温及び静水条件下で試験燃料のまわりに冷却材の流路を設けて行なった燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は、大気圧カプセルを使用し、単一試験燃料棒のまわりに円形または四角形の流路管を取り付け、試験燃料と接触する冷却材を制限することにより行なった。実験条件としては、冷却材/燃料比を変えるために14mm、16mm及び20mmの円筒形あるいは対面距離14mmの四角筒形の流路管を取り付け、発熱量は約150cal/g・UO
から400cal/g・UOまで変化させた。この結果、試験燃料に流路管を取り付けた場合、流路管を取り付けない標準条件における実験の場合と比較して、被覆管表面の最高温度はあまり変わらないが、下流側では膜沸騰持続時間が長くなり、また、破損しきい値が約30cal/g・UO低くなる等、冷却材/燃料比が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与えることが判明した。
岡部 一治*; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 21(12), p.919 - 930, 1984/00
被引用回数：2 パーセンタイル：29.94(Nuclear Science & Technology)PWR大破断冷却材喪失事故時のブローダウン終盤における下部プレナムよりの二相混合体のスウェル挙動を理解することは、安全上重要な問題であるECC水のバイパスや下部プレナムリフィル過程の評価にとって重要な問題である。このスウェル挙動の解析モデルを作成する為に、下部プレナムでの減圧フラッシングを模擬した。空気-水可視実験を実施した。同実験において、下部プレナム内での二相状態が観察された。すなわち、空気-水二層混合体の上部に、ほぼ空気層ともいえる高ボイド率層が形成され上昇空気流により、水滴が二相混合体の表面からダウンカマ部へ持ち運ばれる状況が観察された。この実験結果に基づき、下部プレナム平均ボイド率と流出上気流体との間の新しい相関式を作成した。同相関式を用いて米国クレアレ社で実施した減圧フラッシング実験を解析し、測定された下部プレナム質量変化を良く予測することができた。
秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 83-091, 108 Pages, 1983/06
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却挙動とシステム挙動に及ぼすコンテインメント圧力の影響を調べるために、円筒炉心試験装置を用いて3回の試験を行なった。試験結果の比較検討から以下のことが明らかとなった。(1)コンテインメント圧力が高くなる程、炉心内での熱伝達が良くなった。(2)コンテインメント圧力が高い時程、炉心入口流量が大きくなった。この傾向はFLECHT-SET試験と同様であったが、圧力上昇に伴なう入口流量の増加割合は、FLECHT-SET試験に比べて小さかった。これは主に円筒炉心試験ではFLECHT-SET試験ではみられなかった大きな破断コールドレグ圧力損失が存在したためと考えらえる。(3)コンテインメント圧力によるシステム効果を式(4)及び(5)により定量的に説明することができた。
松本 暢彦*; 亀岡 利行*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(6), p.397 - 403, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)多目的高温ガス冷却実験炉に用いられている高温断熱システムについて、冷却材圧力の急速減少時の断熱層内ガスの非定常挙動を実験的に研究した。断熱構造物システムにおける急速減圧特性を、繊維質断熱材が充てんされた容器から均圧孔を通して断熱層内のガスを主流へ噴出する単純なモデルにおき替えて、急速減圧時の容器内の軸方向と主流の圧力変化を減圧率,均圧孔径,断熱材充てん密度をパラメータとして実験により調べた。断熱層内と主流との圧力差について主に述べている。また、解析結果と比較し、両者がほぼ一致することが明らかとなった。
松本 暢彦*; 時枝 潔*; 岡本 芳三; 越後 亮三*; 宮 健三*
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(10), p.732 - 740, 1979/10
被引用回数：1多目的高温ガス実験炉には、高温断熱システムが多く用いられている。本報では、この断熱システムを対象に、冷却材急速減圧時に示す層内に介在する気体の非定常挙動を解析により求めた。高温断熱システム構造は、断熱材と気体が充填された容器内から外部へ気体が噴出する単純な1次元モデルにおきかえることができる。そこで、この1次元モデルに基づき、急速減圧時に示す層内気体非定常挙動を層内流動はダーシー法則に従うものとし、連続あるいは運動の式から求めた。パラメータはオリフィス開口比そして断熱層透過率であり、これらのパラメータが層内気体の非定常挙動に及ぼす影響を明確にした。また、急速減圧実験を実施し、解析モデルにより、高温断熱層内気体の非定常挙動が表されることを確認した。
島宗 弘治; 斯波 正誼; 安達 公道; 生田目 健; 鈴木 紀男; 大久保 薫; 千葉 辰夫; 伊藤 秀雄; 傍島 真; 山本 信夫; et al.
JAERI-M 6318, 157 Pages, 1975/11
軽水炉の冷却材喪失事故について知見をえるため、安全工学第一研究室が昭和45年12月から昭和48年3月にかけて実施したROSA-I計画の総合報告書である。最初に実験研究の目標について説明し、ついで実験装置および実験データを詳細に紹介し、最後に実験データを用いて行った解析についてふれる。
天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構における燃料安全研究の目的は、発電用軽水炉燃料に関する現在の規制基準の妥当性評価、新しい燃料材料で構成される改良型燃料に関する規制のための技術的知見の取得拡充、及び規制に活用可能な燃料挙動解析技術の開発等である。本発表では、原子力機構における反応度事故模擬実験、冷却材喪失事故模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良等の現状について報告する。
