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村松 壽晴
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
典型的なループ型高速増殖炉プラントを例に、過出力時スクラム失敗(UTOP)事故時の上部プレナム内熱流動特性と燃料ピン破損時の遅発中性子(DN)先行核濃度の上部プレナム内輸送特性を多次元熱流動解析コードAQUAを用いて解析した。UTOP事故の解析では、原子炉出口温度がトリップレベルに到達するまでの遅れ時間を、また、DN先行核濃度輸送解析では、遅発中性子検出計位置に到達するDN強度の炉心内破損位置依存性が評価された。主な結論は、以下の通りである。(1)2.56 /sの反応度投入を仮定したUTOP事故の解析では、燃料破損が発生する以前に原子炉出口温度がトリップレベルに到達し、原子炉スクラムにより事故は終息する。(2)DN先行核濃度の輸送解析から、検出計位置に到達するDN強度は、炉心内破損位置と上部プレナム内に発生する流動状況の二つに大きく依存することが確認された。
斎藤 誠
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
上記共同研究"新型炉停止機構の開発"は文節型制御棒の開発と自己作動型制御棒の開発で構成される。本件は後者の成果について発表するものである。自己作動型炉停止装置とは炉心の温度が異常に上昇した場合、強磁性材の磁化率がキュリー点を境に急激に変化することを利用して制御棒の切離しを行うもので、従来の安全保護系での制御に依らずにスクラムできる点が特徴である。実証炉を想定した試験体の構造、基本的特性に加え、冷却材の急激な温度変化に対して迅速に作動する温度応答性能等について試験結果を総括的な観点で述べる。実証炉で想定される最も厳しい事故事象に対してほぼ対応できる見通しが得られた点を強調する。
斎藤 誠
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
上記共同研究"新型炉停止機構の開発"は文節型制御棒の開発と自己作動型制御棒の開発で構成される。本件は前者の成果について発表するものである。文節型制御棒とは関節構造を有する制御棒で、極端な地震等により案内管が大きく湾曲したり、上下案内管のずれが発生して従来の一体型の制御棒が挿入困難となった場合にも滑らかに挿入することを狙ったものである。試験は関節数や関節構造、案内管とのギャップ等を試験体パラメータとし、案内管にあたえる振動の大きさと挿入時間の関係を調査したものである。試験の結果、関節の導入は挿入性に顕著な効果があること、適当な関節構造を採用すれば一関節の導入でS2地震相当の振動まで許容時間内で挿入できることを確認した。
野中 信之
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
本報告は、CABRI-I炉内試験データの冷却材沸騰及びボイドチャンネル中の燃料移動挙動に対する日独仏英の共同評価に関するものであり、本評価の内容はPNCとKfKが中心となってまとめたものである。得られた知見は以下の通り。1)冷却材沸騰時スーパーヒートは3K以下、ボイドの拡大挙動は燃料ピン出力に支配され、SAS等コードの物理モデルにより、ドライアウト、被覆材溶融に至る一連の現象を適切に評価し得る。2)照射燃料のプレナム放出は被覆材ドライアウト後開始され、この放出に伴うボイド拡大挙動への外乱は小さく、またこのガス圧による燃料ペレットの加速は緩慢である。3)ボイド化チャンネル中の燃料移動に関しては、加熱速度と投入エネルギー量が高い条件で早期の分散と、ブランケット部への流出が促進されると共に、スティール蒸気、FPガス、Na蒸気圧が駆動源としての寄与が重要である。今後の課題は、高燃焼度燃料に於け
野中 信之
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
本報告は、日仏独英の国際共同炉内試験計画CABRI-2の計画概要目的及び実施済試験データの評価結果を内容としており、試験結果の評価についてはPNCが実施した内容を中心にまとめたものである。主な結論は以下の通り1)中空燃料における高加速熱速度条件下(
10kJ/g・s)での破損及び破損後挙動はCABRI-1における中実燃料の挙動と本質的に大きな違いはなく、従来知見が適用可。2)中実高燃焼度燃料(12a/o)の過出力型試験により、PCMI負荷により、大きな被覆材歪(約1%)が生じるものの、被覆材の高い延性保持により、破損に至らず、高い耐性を有する。3)10a/o以上の高燃焼度条件においても軸方向燃料膨張は有効に付く。4)破損後の燃料分散については、冷却条件に従うチャンネル温度の影響が重要であり、LOFによるボイド化が進行した条件では燃料分散が助長される。
野中 信之
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
本報告はCABRI-Iに炉内試験データの冷却材未沸騰及び部分沸騰条件下での破損後挙動に関する日仏独英の共同詳細結果をまとめたものである。試験データの分析及び解析評価に基づき以下の知見が得られた。1)破損後の燃料放出に伴う冷却材過渡応答は、数ms間の圧力スパイクを伴う、急唆な流量加速と、その後の2相圧力発達を伴う20
30msの緩やかな変動温程から成る。2)燃料-冷却材間の熱伝達はボイドの発達に伴って急速に低下し、この熱伝達過程による機械的仕事への変換効率は反応直後の最大値でも1%以下である。3)燃料移動は、破損後の冷却材流動変動に伴う3050ms内に主に上(後流)方向に分散型の運動が達成される。この時間での動的な燃料挙動はSAS、PAPASコード等の物理モデルにより妥当な評価が成される。又、今後は表時間の燃料移動に対するモデルの詳細化が課題である。
佐藤 一憲
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
本報告はCABRI-I炉内試験でのFP挙動につき、過渡後の詳細なPIE結果の分析と計算コードによる解析をもとに、仏日独英で行った共同評価のまとめである。結論は以下。1)エネルギー上昇速度の高いCABRI-Iの過出力条件下(20100kJ/g/s)では、固相燃料からのFPガス放出は小さく、溶融に伴う急激ガス圧による溶融キャビティ圧力上昇が被覆管破損の主要なメカニズムとなる。2)除熱低下の過渡条件により、被覆管による拘束が失われた状況ではFPガスによる大きな燃料スウェリングを生じ得る。3)燃料中のCsは溶融によって大部分が放出されるが、固相燃料からの放出は一部にとどまる。4)過渡後に液相Naが放出されたCsを浸漬する状況ではNaがCsを有効にトラップし得る。5)溶融燃料と溶融スティールの混合により燃料中の金属FPはスティール中に移行しトラップされる。
佐藤 一憲
1990 International Fast Reactor Safety Meeting, ,
本報告はCABRI-I炉内試験における破損前燃料挙動について、非破損試験データを主体に英日独仏で行った解析評価のまとめであり、PNCは特にFCMI(燃料-被覆管機械的相互作用)挙動等についての試験結果の客観的解釈の観点から貢献した。主な結論は以下。1)固相燃料によるFCMI負荷は燃料スミア密度、FPガスによるスウェリング及び過出力のエネルギー上昇速度に支配され、高スミア密度、高FPガス保持、低エネルギー上昇速度の条件で顕著となる。2)負の反応度効果として重要な軸方向燃料膨張は被覆管による拘束の有無によって支配され、固相燃料によるFCMIを生じない未照射燃料及び除熱低下により被覆管温度が上昇してFCMIが緩和される状況下では燃料の自由熱膨張により有効な伸びを生ずる。3)非破損の燃料溶融試験の解析評価を通じて破損前の燃料の熱的状態を確認する等により、燃料破損及び破損後挙動評価の基本条件の妥