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更田 豊志; 永瀬 文久; 石島 清見; 藤城 俊夫
Nucl. Saf., 37(4), p.328 - 342, 1996/00
高燃焼度PWR燃料を対象とするNSRRパルス照射実験の最新の成果を中心に、これまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告するとともに、高燃焼度燃料のPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)による破損に強い影響を及ぼす被覆管への水素吸収について、径方向の偏圧量に関する照射後試験結果を示す。燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、現行指針における破損目安値を下回る約60cal/g・fuelでPCMIによる被覆管の大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。引き続いて行った実験においても、被覆管の酸化及び水素吸収の程度の大きい、高い位置から採取した試験燃料で、低い発熱量レベルにおける燃料破損を生じており、被覆管強度の低下、特に被覆管外面側の水素吸収の影響が強く現れている。
久木田 豊; R.R.Schultz*; 中村 秀夫; 片山 二郎*
Nucl. Saf., 34(1), p.33 - 48, 1993/01
PWRの低温側配管破断LOCAにおいて、事故後の長期的プラント冷却操作に際し、炉心の水位が異常に低下した状態が長時間継続する可能性がある。このような事態は、炉心で生じた蒸気が一次系内で凝縮し、かつ蒸気発生量と凝縮量がほぼつり合う場合に生じ得る。一次系内で蒸気が凝縮する機構として、(1)蒸気発生器二次側への伝熱に伴う蒸気発生器細管内での凝縮、(2)高温側配管への非常用炉心冷却水注入操作に伴う凝縮、(3)圧力容器バイパスを通りダウンカマ及び低温側配管中に流入した蒸気の凝縮、が考えられる。本報では、これらの機構についてLSTFを用いて行われた実験の結果から、LOCA発生後数時間以上経過し炉心の崩壊熱が著しく減衰した状態では、上記の条件がみたされ、長時間(数分間以上)にわたる炉心露出が生じる場合がありうることを示す。
二村 嘉明; 斎藤 実; 小山田 六郎; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也
Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07
JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600
C~1100Cまで100C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。
沢 和弘; 塩沢 周策; 新藤 雅美
Nucl. Saf., 32(2), p.222 - 228, 1991/04
日本原子力研究所が現在建設を進めている高温工学試験研究炉(HTTR)は、軽水炉等とは異なる特徴を有しており、事故時被ばく線量の評価方法も軽水炉用に開発されたものをそのまま適用することができない。そのため、HTTRの事故時における敷地外の線量評価方法を開発してきた。本報は、被ばくの観点からHTTRの事故の中で最も厳しい減圧事故時の線量評価方法及び結果を示したものである。
弘田 実弥*; 篠原 慶邦
Nucl.Saf., 24(2), p.210 - 212, 1983/00
1981年10月26~30日に東京で開催された第3回原子炉雑音専門家会合(SMORN-III)は、1977年にアメリカで開催されたSMORN-IIと同じく、炉雑音解析を応用して原子力プラントの安全性と稼動率を高めることに主眼があった。15ヶ国と2つの国際機関から97人が参加した。会合は9つのセッションからなり、最初の4つは基礎研究、次の4つは実際的経験と安全関連応用、そして最終セッションで会合の沢論が討議された。本発表では、座長の総括とセッション中の討議にもとづき、各セッションの概要とハイライトを述べ、炉雑音解析におけるSMORN-II以来の進歩をレビューする。さらに、SMORN-IIIと関連して実施した炉雑音解析ベンチマークテストにも言及する。最後に、次回の専門家会合のSMORN-IVに触れ、3年後にヨーロッパで開催という合意が最終セッションで得られたことなどを述べる。