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鈴木 光弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(6), p.547 - 558, 1992/06
ウエスチングハウス・タイプの加圧水型原子炉を対象に考案した新しい一次系冷却材保有量検出方法について、原研の大型非定常試験装置で実施した種々の小破断冷却材喪失事故実験に適用した結果をまとめた。この方法の特徴は、炉心冷却不全事象(ICC)の発生前に一次系冷却材の減少を検出できる点にある。一次系冷却材保有量の検出は、全ての一次系ループにおいて蒸気発生器出口プレナムを含む垂直部分の水位を測ることにより、かつ、この水位と一次系冷却材保有量とを関係づける簡単な関係式を用いることにより、行なう。主たる検出範囲は、初期冷却材容積の30~60%である。既存の原子炉容器水位測定システムの持つ制約についても明らかにした。
鈴木 光弘; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男; 田坂 完二*
JAERI-M 90-073, 160 Pages, 1990/04
本報はROSA-III計画で実施した中口径破断実験(RUN991)の詳細な結果を示すとともに、他の実験結果と比較することにより、破断位置の影響及びECCS二重故障の影響について得られた知見についても示している。ECCS配管破断によるLOCA事象においては、他の1系統のECCS故障を仮定することにより二重故障が生じる。このECCS配管破断LOCAに関する実験的研究は少なく、米国のFIST(Phase II)実験におけるLPCI配管破断実験とわが国で電力共研が実施したTBL(RUN315)HPCS配管破断実験が代表的である。ROSA-IIIではECCS配管に破断装置を有していなかったので、ECCS二重故障を仮定した2種類の中口径破断実験を実施し、上記実験と比較することにより特徴的事象を調べた。この結果、HPCS配管破断時には炉心露出開始は再循環ループ破断より遅いが炉心露出時間帯は長くなるためPCTは高くなること、そしてROSA-III2実験の中間値になる事を示した。
川上 智彦*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 中桐 俊男
no journal, ,
本報では原子力機構で作製した、模擬燃料集合体加熱試験体溶融物をLIBSで計測し、元素の同定を行った。溶融物からは酸素を同定し金属元素と酸素比を算出した結果を報告する。
川上 智彦*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 中桐 俊男
no journal, ,
原子力機構では福島第一事故時の事象推移解明に向けた非移行型プラズマ加熱を用いたBWRシビアアクシデント時に起こる炉心物質の下部プレナムへの移行挙動(CMR)に着目した試験を実施している。本報告では模擬試験体(平成27年度加熱試験体)をLIBSで計測し、元素の同定を行い、溶融物から酸素-金属元素比等の解析を実施した。
岡崎 航大*; 阿部 雄太; Spaziani, F.*; 中野 菜都子*; 川上 智彦*
no journal, ,
原子力機構ではBWRシビアアクシデント(SA)事故時に制御棒及び燃料ロッドが溶融落下した際に生ずる炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動を調査するため、模擬燃料集合体のプラズマ加熱試験を実施している。本報は、元素情報や硬度情報の測定をLIBSで行うにあたり、作成したプラズマ加熱試験体を用いてLIBSによる評価手法の検討を行った。
