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W.Hering*; 湊 和生; 永瀬 文久
Nuclear Technology, 102, p.100 - 115, 1993/04
被引用回数：2 パーセンタイル：29.78(Nuclear Science & Technology)独・カールスルーエ原子力工学センターの炉外集合体溶融実験装置CORAにおいて、シビアアクシデント時の軽水炉燃料のふるまいが調べられている。被覆管の破損や酸化、炉心構成材の溶融といった試験中に観察された現象を解析するために、4つのPWRタイプの集合体実験CORA-2,3,5,12を本研究で取り上げた。ビデオカメラで得られた情報をはじめとして試験中に得られた全てのデータを一覧図「テストシークエンス・ダイアグラム」にまとめた。試験後の集合体の状態を定量的に表すために、集合体断面の軸方向分布や燃料棒の損傷状態、被覆材の平均酸化量、ペレットの損傷を測定した。これらのデータを組み合わせることで、試験ごとの損傷を確定した。さらに装置の特徴を認識しその集合体損傷の進行への影響を評価することで、実炉での集合体溶融ふるまいの一般化を試みた。
晴山 央一; 圓尾 好宏; 飛田 和則; 篠原 邦彦
PNC TN8460 92-001, 65 Pages, 1992/03
CORALは、再処理施設から海洋放出される放射性物質に起因する一般公衆の線量当量を評価する計算コードである。CORALにおいて考慮している被ばく経路は、海産物摂取による内部被ばく並びに漁業活動及び海浜利用による外部被ばくである。放出された放射性物質の海洋拡散は、東海地先における拡散実験や流動調査等の結果をもとに作られた拡散式、流動パラメータ等を用いて計算し、海水中の放射性物質濃度を求める。この海水中の放射性物質濃度から海産物への濃縮係数、海岸砂や漁網への汚染係数を用いて海産生物等の放射性物質濃度を計算し、一般公衆の年間の線量当量を評価する。評価に用いる各種パラメータは、東海周辺環境において適切なフィールドデータが得られている場合にはこれを用いることにしているが、得られていない場合は、IAEAやNRC等の文献値を参考に決定している。CORALは、ANSI FORTRAN-77に準拠したVS/FORTRANで書かれており、ほとんどのコンピュータで実行可能である。
手塚 健一*; 木野 千晶*; 山下 晋; Mohamad, A. B.; 根本 義之
no journal, ,
原子力発電所の過酷事故発生時に水素発生・炉心溶融の進展を抑制することを目的とした事故耐性燃料の開発が進んでおり、PWR用には、CrコーティングしたZr被覆管(Crコーティング被覆管)が検討されている。本研究では、Crコーティング被覆管を用いたATFの事故時挙動を評価するための解析手法を開発した。解析ツールとして、国産のSA解析コードであり、ソースコードに容易にアクセス可能なSAMPSONを用いた。解析の結果、現行被覆管に比べて、Crコーティング被覆管を用いることで、事故模擬条件において有意な水素発生抑制効果を確認することができた。
