Influence of coolant temperature and power pulse width on fuel failure limit under reactivity-initiated accident conditions

杉山 智之; 宇田川 豊; 鈴木 元衛; 永瀬 文久

Proceedings of 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/09

原子力機構は、反応度事故時の軽水炉燃料の挙動を明らかにするため、NSRRを用いたパルス照射試験を実施している。NSRR実験はRIA時のペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)で生じる破損について燃焼度77GWd/tまでの燃料についてデータを提供してきた。特にPCMI破損限界は原子炉の安全審査において必要となる重要な情報である。しかし、NSRR実験では冷却材温度や出力パルス幅といった条件において実機で想定されるRIAとは異なる。したがって、NSRR実験データに基づいて実機条件下の破損限界を評価するためには、それらの条件の違いが破損限界に及ぼす影響を定量的に評価する必要がある。本論文では、一組の室温・高温実験で得られた実験データを示すとともに、このデータに基づいて行った冷却材温度と出力パルス幅の影響評価の方法について議論する。