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鈴木 寿之; 村松 靖之; 鴨志田 重男
JAEA-Testing 2007-001, 58 Pages, 2007/03
NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)では、軽水炉における安全性研究の一環として、発電炉において照射された照射済燃料を使用し、反応度事故時の燃料挙動を研究している。過去10年間に実施した反応度事故模擬実験では、高燃焼度における被覆管破損が予想よりも低いエンタルピーで発生することを確認した。破損は出力急昇による被覆管の温度上昇前に起こるので、被覆管の初期温度が影響する可能性がある。反応度事故時における出力急昇開始前の被覆管温度の効果を確認するために、B-I型(BWR炉心状態を模擬できる第1型)高圧水カプセルを開発した。本マニュアルは、B-I型高圧水カプセルを用いての反応度事故模擬実験を安全かつ円滑に遂行するために、カプセルの受入から照射後の輸送についての一連の作業手順及び異常時の措置について定めたものである。
杉山 智之; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志; 鴨志田 重男; 鈴木 和博
no journal, ,
海外で照射された高燃焼度軽水炉燃料を対象として反応度事故を模擬したパルス照射実験を行い、5回の実験において燃料被覆管機械的相互作用による燃料破損に関するデータを取得した。燃料が破損に至るエンタルピを燃焼度及び被覆管外面酸化膜厚さで整理した結果、現行基準における燃料破損しきい値が少なくとも燃焼度80GWd/t程度までの酸化ウラン燃料及び今回試験対象とした燃焼度59GWd/tのMOX燃料に対しても適用可能であることを示した。また、燃料破損に伴い微粒子化した燃料ペレットの粒径分布を定量化し、破損後に生じる事象の評価に必要な知見を取得した。