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川島 和人; 鈴木 寿之; 阿波 靖晃; 坂田 茉美; 田口 祐司
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NSRRでは、高経年化による原子炉プールライニングの長期的な安全性について、ライニングの必要肉厚を定期的に調査することが重要な保全計画として位置づけられている。このためプールライニングに使用されているアルミニウム材の経年変化に対する健全性の確認を行うため測定装置を開発した。
宇田川 豊; 杉山 智之; 更田 豊志; 黒澤 伸悟; 阿波 靖晃
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スウェーデンRinghals加圧水型原子炉で約67 GWd/tまで照射された燃料棒のうち1本から、2本の試験燃料を切り出し、室温大気圧(RH-1)及び高温高圧(RH-2)の2通りの冷却材条件でNSRRパルス照射実験を行った。また実験条件によるペレット内部状態の違いを調べるため、事故時燃料挙動解析コードRANNSによる解析を行い、初期温度がFPガス放出挙動,被覆管変形挙動に与える影響について考察した。実験の結果、RH-1, RH-2いずれにおいても被覆管の破損は起こらず、RH-2では核沸騰離脱(DNB)が生じた。RH-2の被覆管変形量及びFPガス放出量(FGR)は、RH-1をやや上回った。被覆管変形量及びFGRは、初期エンタルピ(RH-2で約16cal/g大きい)を加算した到達エンタルピで整理することができた。またRANNSコードを用いた解析によると、両実験間でPCMI直後数秒間におけるペレット内温度履歴及び応力履歴の差は小さい。これらのことから、今回調べた範囲(室温約280
C)では、被覆管変形量及びFGRに対する冷却材初期温度の影響は小さいと考えられる。
阿波 靖晃; 村尾 裕之; 大河原 正美; 和田 茂
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NSRRでは、「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う文部科学省の指示に基づき、地震時の安全性評価の必要性について、地震時の想定事象を設定し、検討を行った。その結果、施設の構造上、炉心燃料が内蔵する放射性物質の外部への放散の可能性は小さいことがわかった。さらに放射性物質全量が外部へ放散したと仮定した場合でも周辺公衆の放射線被ばくは、文部科学省の指示に基づく5mSvを超えないと評価できた。以上のことからNSRR施設は地震に対し十分安全であるため、指針の改定に伴う耐震安全性の評価を必要としないことが確認できた。
田口 祐司; 川島 和人; 村松 靖之; 阿波 靖晃
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本調査は、プールライニングに使用されているアルミニウム材(肉厚約15mm)の経年変化の状況を調査し、プールライニングの平面部,溶接線内部及び溶接線近傍の必要肉厚7mmが保たれていることの確認を主な目的とする。プールライニングの肉厚測定は、約2年間かけて開発した水中でも測定可能な超音波探傷による測定装置で行った。