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報告書

原子炉用電線材料健全性試験装置(SEAMATE-II)の工学的データ,2; 圧力容器内温度の制御特性実験

田中 進; 中瀬 吉昭; 岡田 漱平; 伊藤 政幸; 日馬 康雄; 吉田 健三

JAERI-M 9699, 54 Pages, 1981/09

JAERI-M-9699.pdf:1.5MB

原子炉用電線材料健全性試験装置は、仮想LOCA条件下での電線ケーブル等の試験法の確立に資するとともに当該試験規格が定められたとき、その試験を行う認定装置の設計に必要な工学的データを得るために製作された。工学的な検討のうち、蒸気排出ラインを閉鎖した条件で圧力容器内雰囲気を急昇温した実験についてはすでに報告した。ここでは、自動運転による圧力容器内温度の制御特性実験について報告する。1)急昇温時における制御補材の制御性、2)温度検出温度制御(T)、圧力検出温度制御(P/T)及び圧力検出圧力制御(P)の各制御方式の制御性の比較、3)自動運転による急昇温及び急降温時の制御性、4)全自動運転に必要な蒸気量及び冷却水量等。

報告書

LOCA時内面酸化によるジルカロイ被覆管の脆化; 模擬燃料棒による内面酸化実験・2UO$$_{2}$$-水蒸気反応および急冷の影響

上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了

JAERI-M 9681, 19 Pages, 1981/09

JAERI-M-9681.pdf:0.8MB

軽水炉のLOCA時に燃料棒が破裂した場合に生じる内面酸化によるジルカロイ被覆脆化におよぼすUO$$_{2}$$-水蒸気反応および急冷の影響を調べるために、UO$$_{2}$$ペレット内蔵模擬燃料棒を用いて内面酸化実験を行った。模擬燃料棒を流速1.6g/cm$$^{2}$$・minの水蒸気流中で破裂させ、900$$sim$$1150$$^{circ}$$Cの各温度で4分間等温酸化した。酸化後のジルカロイ被覆脆化挙動は100$$^{circ}$$Cでのリング圧縮試験で調べた。その結果、内面酸化したジルカロイ被覆の脆化は主に吸収水素量に影響されることがわかった。吸収水素量の分析値は最大で2050wt.Ppmであり、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$ペレット内蔵模擬燃料棒を用いた実験結果と定量的にほぼ一致した。また、UO$$_{2}$$-水蒸気反応による付加的な脆化は認められなかった。したがって、LOCA条件下の破裂燃料棒内におけるUO$$_{2}$$-水蒸気反応はほとんど生じないと考えられる。酸化後空冷したジルカロイ被覆と水中に急冷したジルカロイ被覆の間での脆化挙動の差はほとんど認められなかった。

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