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論文

Study on loss-of-cooling and loss-of-coolant accidents in spent fuel pool, 1; Overview

加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*; 渡辺 聡*

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

本研究では、使用済燃料プール(SFP)の事故時における燃料被覆管の酸化モデル及びSFPに設置されたスプレイの冷却性能を評価するための数値シミュレーション手法を開発した。これらをMAAPやSAMPSONのようなシビアアクシデント(SA)解析コードに組み込み、SFPの事故時解析を実施した。数値流体力学コードを用いた解析を実施し、SA解析コードの結果と比較することにより、SFP事故の詳細を検討した。さらに、3次元臨界解析手法を開発し、SFPにおける使用済燃料のより安全な燃料配置について検討した。

論文

Evaluation of fracture resistance of ruptured, oxidized, and quenched Zircaloy cladding by four-point-bend tests

大和 正明; 永瀬 文久; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(9), p.1125 - 1132, 2014/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:45.36(Nuclear Science & Technology)

軽水炉燃料のLOCA条件及びLOCA後の冷却条件での耐破断性能を評価するために、破裂,高温酸化,急冷させた未照射ジルカロイ被覆管に対する4点曲げ試験を行った。曲げ試験手法は、破裂領域に対して均一な曲げモーメントが働くよう、破裂側に引張応力が働くように設計した。破断時曲げモーメントは酸化量だけでなく、酸化温度や水素濃度の増大に伴って減少した。設計基準地震動から予想される曲げモーメントとの比較から、高温での酸化量が15%ECR、すなわち我が国のLOCA基準以下であれば、LOCA後の冷却時に地震があった場合にも被覆管は破断しないと考えられる。

論文

Reduction in the onset time of breakaway oxidation on zircaloy cladding ruptured under simulated LOCA conditions

大和 正明; 永瀬 文久; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Materials, 445(1-3), p.78 - 83, 2014/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.64(Materials Science, Multidisciplinary)

ブレイクアウェイ酸化とは、長時間高温水蒸気中で酸化された場合、酸化量の急激な増加とかなりの水素吸収を伴う現象である。本研究では、膨れた被覆管及び破裂した被覆管に対してブレイクアウェイ酸化挙動を調べた。その結果破裂していない被覆管と比べ、破裂した被覆管ではブレイクアウェイ酸化開始に至るまでの時間が大幅に短かった。さまざまな影響因子を調べ、厚く層状の酸化膜が被覆管内面に形成された場合でブレイクアウェイ酸化開始時間が短縮し、内面に形成された厚い酸化膜が引き起こす周方向の引張応力がブレイクアウェイ酸化の開始時間の短縮に大きく影響したと考えられる。

口頭

燃料被覆管の高温酸化膜性状に及ぼす海水成分の影響

大和 正明; 福田 拓司; 天谷 政樹; 永瀬 文久

no journal, , 

東日本大震災後、東京電力福島第一原子力発電所の原子炉及び使用済燃料プール内燃料を冷却するために海水が使用された。そこで軽水炉燃料被覆管の高温酸化に対する海水付着の影響を評価するために、ジルカロイ2被覆管の表面に海水塩を塗付して水蒸気及びAr+O$$_{2}$$雰囲気下で等温酸化試験を行った。その結果、形成する酸化膜厚さに及ぼす海水塩塗付の影響は明確に見られなかったが、酸化膜と金属相の密着性については酸化試験雰囲気の影響が見られた。

口頭

軽水炉燃料の事故時挙動に関する研究

大和 正明; 杉山 智之; 永瀬 文久

no journal, , 

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。

口頭

LOCAクエンチ後の燃料被覆管の曲げ強度

大和 正明; 永瀬 文久

no journal, , 

軽水炉の設計基準事象である冷却材喪失事故(LOCA)に関する安全基準は、事故時及び事故後の炉心冷却性の確保を目的として定められている。原子力機構では、炉心冷却性確保に重要な被覆管脆化を評価する試験手法として、4点曲げ試験の開発を行っている。本研究では、バースト,高温酸化,クエンチを経験した未照射被覆管に対する試験を行い、曲げ強度等を測定した。その結果、曲げ強度に及ぼす酸化温度の影響は小さく、酸化量が増加するに伴い、曲げ強度が低下することが確認された。また安全基準の酸化量の上限であるECR15%まで酸化された被覆管の強度は、基準地震動S$$_{2}$$時に生じる曲げ荷重よりも大きいことがわかった。

口頭

事故耐性燃料としてのSiC複合材被覆管の既設PWRへの適用性に関する評価,7; LOCA模擬試験

佐藤 大樹*; 渡部 清一*; 小宮山 大輔*; 古本 健一郎*; 岡本 倫明*; 大和 正明*; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

SiC被覆管は、既設PWRのLOCA時に想定される高温環境において、高耐食性及び高強度を示すことが期待されているが、LOCA時を模擬して取得されたSiC被覆管の挙動データは少ない。そこで、SiC被覆管用にLOCA模擬試験装置を製作して試験を実施し、SiC被覆管のLOCA時挙動を調査した。

口頭

使用済み燃料プールの事故時の安全性向上に関する研究,20; 全体概要

加治 芳行; 根本 義之; 永武 拓; 吉田 啓之; 東條 匡志*; 後藤 大輔*; 西村 聡*; 鈴木 洋明*; 大和 正明*

no journal, , 

本研究は、重大事故の発生時における使用済燃料プールでの燃料被覆管の温度上昇や、燃料破損等の事象進展を精緻に再現できる重大事故解析手法を高度化し、燃料貯蔵の安全対策を定量的に評価することを目的として行った。本発表では、全体概要を報告する。

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