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口頭

Failure behavior of LWR fuel cladding under accident conditions; Key observations from fuel safety research program at JAEA

永瀬 文久; 杉山 智之; 天谷 政樹; 宇田川 豊; 福田 拓司; 三原 武

no journal, , 

原子力機構は、軽水炉におけるRIA及びLOCA時の高燃焼度燃料挙動に関する研究計画を進めている。RIA時にはペレットと機械的に相互作用した被覆管が破損し、破損限界は燃焼度とともに低下する。NSRRを用いて破損限界に関する知見を蓄積するとともに、機械特性試験や解析コードを用いて破損メカニズムに関する知見を得ている。また、LOCA時挙動については、酸化試験やLOCA条件を模擬した試験により酸化速度や酸化した被覆管の破断限界に関する知見の取得や高燃焼度化の影響に関する評価を行っている。事故時燃料破損メカニズム解明及び解析コードを用いた安全評価手法の高度化に今後も取り組んでいく。

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