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宇田川 豊; 更田 豊志*
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08
This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10
Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.
加島 洋一; 滝 光成; 菊地 正光; 笹島 栄夫; 中村 武彦
JAERI-Tech 2003-088, 100 Pages, 2003/12
JAERI-Tech-2003-088.pdf:5.55MB
現在NSRRでは、発電炉で照射した燃料を、発電炉の温度及び圧力条件の下で、パルス照射実験を行うこと等を計画し、準備を進めている。本報告書は、準備の一環として実施した事故時の周辺公衆の線量評価(安全設計評価及び立地評価)へのICRP Publication 60を採り入れた評価結果について述べたものである。評価の結果、線量評価に関する安全性及び立地評価の適否を判断する基準を十分満足することを確認した。
ROSA-Vグループ
JAERI-Tech 2003-037, 479 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-037.pdf:19.25MB
大型非定常試験装置(LSTF)は、110万kW級のPWRを同一高さ及び体積比1/48で模擬し、小破断冷却材喪失事故や過渡事象時の熱水力応答を実規模圧力で総合的に模擬する試験装置である。またAP600に代表される次世代型炉をも良く模擬することができる。ROSA-V計画では、3次燃料集合体を使用したLSTFで89回の実験を実施し、2001年6月以降、新たに設置した4次燃料集合体を使用して5回の実験を行った。ROSA-V計画は、設計基準事故を超える事故を対象としたアクシデントマネジメント策の有効性確認をはじめ、将来型原子炉の新型安全系の有効性確認の実験、また非均一で多次元の熱流動現象を予測する計算コードやモデルの検証・開発に資する個別効果実験を実施してきた。本報は、3次及び4次燃料集合体を整備したLSTFの詳細情報を示し、実験計画立案と実験結果の解析に役立てるものである。
土田 昇; 北野 匡四郎; 白石 忠男; 高橋 豊; 稲田 征二; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-152, 92 Pages, 1992/10
JMTR燃料の低濃縮(LEU)化に係る安全評価及び立地評価において事故時の敷地周辺の公衆に対する線量の評価を行った。安全評価では、放射性核分裂生成物の環境への放出を伴う事象として燃料取扱事故及び炉心流路閉塞事故について敷地周辺の公衆の実効線量当量を評価した。立地評価では、放射性物質の放出の拡大の可能性のある炉心流路閉塞事故を立地評価事象に選定し、多量の放射性核分裂生成物の環境への放出を仮定し、敷地周辺公衆の最大線量を評価した。評価の結果、事故時における公衆に対する放射線被ばくのリスクは十分小さいこと、立地条件が適切であることが確認された。
安藤 弘栄; 井川 博雅; 吉村 和美*; 大西 信秋
JAERI-M 85-019, 40 Pages, 1985/02
本報告書は、JRR-3改造炉の安全評価解析のうち、熱伝導解析コードHEATING5を用いて解析した「炉心流路閉塞事故」及び「重水流量喪失」の解析結果について述べたものである。「炉心流路閉塞事故」の解析においては、最も過酷な条件である1流路完全閉塞の場合においても、燃料芯材最高温度はホットスポットにおいて約150
Cであり、最小DNBRは1.0を下まわらないことを確認した。また、「重水流量喪失」の場合には、熱交換器による重水の除熱を無視しても、重水タンク内の重水の温度上昇は、最大約94Cであり、飽和温度を下まわることを確認した。
神永 雅紀; 楠 剛; 荒木 政則
no journal, ,
材料試験炉(JMTR)は、出力50MWの軽水冷却タンク型原子炉である。1968年3月の初臨界以来、JMTRは発電用軽水炉、HTGR、核融合炉の燃料/材料照射試験やRI生産に用いられてきた。2006年8月にJMTRの運転は、外部及び内部委員会によるチェック&レビューのため一旦停止された。国内における議論の結果、JMTRは必要な更新作業の後に運転を再開することが最終的に決定された。更新は、2007年度に開始され、2011年3月に終了した。しかしながら、2010年度の終わりに東日本大震災が発生し、JMTR再稼働前の機能テストに遅れを生じた。一方、2011年の東日本大震災を考慮した検討に基づき、試験研究用原子炉の新規制基準が2013年12月18日に原子力規制委員会により施行された。新規制基準では、地震・津波に係る対応が強化されるとともに、自然現象に対する評価や、設計基準事故を超える事故に対する評価や対策、事故時の避難に対するマニュアルの準備などが求められている。これらに必要な解析・評価を実施した上で、適合確認のための申請を2015年3月27日に実施した。本発表では、新たな規制要求に対する最近の状況とともに海外の若手研究者技術者に対する研修の実施状況等を紹介する。
天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構における燃料安全研究の目的は、発電用軽水炉燃料に関する現在の規制基準の妥当性評価、新しい燃料材料で構成される改良型燃料に関する規制のための技術的知見の取得拡充、及び規制に活用可能な燃料挙動解析技術の開発等である。本発表では、原子力機構における反応度事故模擬実験、冷却材喪失事故模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良等の現状について報告する。
