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報告書

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験〔IV〕; 集合体No.7808試験結果

大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛

JAERI-M 83-083, 68 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-083.pdf:4.45MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するため、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本実験は、膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力35kg/cm$$^{2}$$、蒸気量0.4g/cm$$^{2}$$min、昇温速度約9$$^{circ}$$C/秒で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。1)破裂圧力は41~45kg/cm$$^{2}$$、破裂温度が850~880$$^{circ}$$Cである。2)最大膨れ率は、集合体(7$$times$$7)で54.2%、内部燃料領域(5$$times$$5)が66.9%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(7$$times$$7)が40.5%、内部燃料領域が51.4%である。

報告書

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験,3; No.7807試験結果

橋本 政男; 大友 隆; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛

JAERI-M 83-038, 56 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-038.pdf:2.8MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本試験は膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力70kg/cm$$^{2}$$min、昇温速度約9$$^{circ}$$C/秒で行ったものである。その結果以下の知見が得られた。1)破裂圧力は、78~88kg/cm$$^{2}$$、破裂温度は765~780$$^{circ}$$Cである。2)最大膨れ率は、集合体(7$$times$$7)が99.4%、内部燃料領域(5$$times$$5)が125.3%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(7$$times$$7)が67.3%、内部燃料領域(5$$times$$5)が78.1%である。

論文

Effects of rod pre-pressurization on light water reactor fuel behavior during reactivity accident conditions

斎藤 伸三; 石島 清見; 塩沢 周策; 岩田 耕司

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.289 - 306, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.19.289
 被引用回数：10 パーセンタイル：71.34(Nuclear Science & Technology)

反応度事故条件下において燃料棒の初期加圧が燃料挙動に及ぼす影響をNSRR炉を用いて調べた。実験では常温常圧の水を封入したカプセルにPWR型の試験燃料を収め、パルス運転により急速加熱した。その結果、初期内圧0.8MPa以上の燃料棒は内圧による被覆管の破裂によって破損し、そのしきい値は初期内圧の増加と共に低下した。その際、被覆管の破裂は主にその温度上昇によって支配され、過渡時の燃料棒内圧の上昇は比較的小さく支配的因子とはならないことが知れた。また、本実験結果より評価した被覆管の歪速度は1.0sec$$^{-}$$$$^{1}$$以上となり、LOCA時の値に比してかなり大きいが、破裂圧力-破裂温度、破裂時の歪量-温度の関係はLOCA条件を模擬した炉内及び炉外実験の結果と良く一致した。

報告書

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験,2; No.7806試験結果

大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛

JAERI-M 9624, 56 Pages, 1981/08

JAERI-M-9624.pdf:3.66MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するための基礎データを得るために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験No.7806を行なった。この実験は、初期圧力20kg/cm$$^{2}$$・蒸気流量0.4g/cm$$^{2}$$min・昇温速度9 $$^{circ}$$C/秒の条件で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。(1)最高圧力は約28kg/cm$$^{2}$$で、破裂圧力は約26kg/cm$$^{2}$$であった。また、その時の破裂温度は885$$sim$$962 $$^{circ}$$Cと考えられる。(2)34%以上膨れた領域の軸方向長さは、大部分の燃料棒で0$$sim$$40mmの範囲であり他の条件に比べて短かい。(3)集合体全体(7$$times$$7)の流路閉塞量の最大値は36.2%である。しかし、温度分布が比較的均一であると考えられる内部燃料棒(5$$times$$5)に限れば43.4%であった。また、これらの値も他の条件で試験した結果に比べて小さい。

報告書

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験,1; No.7805試験結果

橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 川崎 了; 上塚 寛

JAERI-M 9233, 53 Pages, 1980/12

JAERI-M-9233.pdf:5.31MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験を行なった。この試験は流路閉塞量に影響を与えるいくつかのパラメーターを変代させて行ない、事故時に想定される流路閉塞量を定量的に明らかにすることを目的として、1977年から数回にわたり実施されている。本報告書は、今後行なわれる最終の解析に利用するため、1体毎のデータを中心としてまとめられたシリーズの一つで、No.7805集合体に関するものである。収められたデータは、燃料棒の温度、圧力そして膨れ破裂に関するものや、集合体の流路閉塞量などである。

論文

Zircaloy-clad fuel rod burst behavior under simulated loss-of-coolant condition in pressurized water reactors

古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(10), p.736 - 744, 1978/10

https://doi.org/10.3327/jnst.15.736
 被引用回数：16

軽水炉における冷却材喪失事故時の燃料挙動を調べるため、5種類の燃料棒を水蒸気中又は真空中で加熱をおこなった。昇温速度、加熱方法、雰囲気や定常運転中の生成酸化膜などの変形に及ぼす影響について検討した。燃料棒の最大円周伸びは破裂温度に依存し、前記要因の差異も明らかになる。変形に伴う破覆管平均肉厚の変化は加熱方法と雰囲気の影響を受ける。波覆管内面に生ずる酸化皮膜は、内面への水蒸気供給が少ないとき外面皮膜よりも厚くなるのが観察された。粗で厚い内面の皮膜は単斜晶系および正方晶系のジルコニアで形成され、かつそのような場合高い吸収水素量が認められた。

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