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塙 悟史; 端 邦樹; 知見 康弘; 笠原 茂樹
Proceedings of 21st International Conference on Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems (Internet), 12 Pages, 2019/09
Water radiolysis and ECP calculations models were preliminary verified using in-pile ECP and related measurement data obtained under BWR and PWR simulated conditions. Two separate anodic polarization curves were supposed in ECP calculations in order to deal with the material surface condition changed by water chemistry, and the measured ECP under BWR simulated conditions were well explained by the calculations. ECP calculations under PWR simulated conditions were also carried out supposing the other polarization curve applicable to the temperature range of 593 K and good agreement between the measurement and the calculations was obtained.
丹沢 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-215, 40 Pages, 1992/01
本報告書は、反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響を調べるために、大気圧室温及び静水条件下で試験燃料のまわりに冷却材の流路を設けて行なった燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は、大気圧カプセルを使用し、単一試験燃料棒のまわりに円形または四角形の流路管を取り付け、試験燃料と接触する冷却材を制限することにより行なった。実験条件としては、冷却材/燃料比を変えるために14mm、16mm及び20mmの円筒形あるいは対面距離14mmの四角筒形の流路管を取り付け、発熱量は約150cal/g・UO
から400cal/g・UOまで変化させた。この結果、試験燃料に流路管を取り付けた場合、流路管を取り付けない標準条件における実験の場合と比較して、被覆管表面の最高温度はあまり変わらないが、下流側では膜沸騰持続時間が長くなり、また、破損しきい値が約30cal/g・UO低くなる等、冷却材/燃料比が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与えることが判明した。
藤城 俊夫; 丹沢 貞光
Nucl.Eng.Des., 73(3), p.253 - 263, 1983/00
被引用回数：1 パーセンタイル：21.73(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件の下における軽水炉燃料のふるまいに対し、ギャップ熱伝達がどのように影響するかを、NSRR実験により調べた結果、およびその考察である。実験ではギャップガスとしてヘリウムおよびキセノンという熱伝導率の大きく異なるガスを用いた試験燃料を使い、両者の挙動を比較する事によってギャップ条件の影響を調べた。この結果、ギャップ熱伝達と被覆管温度挙動との関連が明確になり、また、ギャップガス成分の影響は燃料に与えられる発熱量によりその程度が異なること、および燃料破損しきい値にはギャップガス成分は殆んど影響しない事等が明らかになった。
大西 信秋; 落合 政昭*; 石島 清見; 丹沢 貞光
日本原子力学会誌, 24(4), p.289 - 300, 1982/00
被引用回数：1 パーセンタイル：21.73(Nuclear Science & Technology)軽水動力炉で想定される反応度事故の安全評価において、比較的低発熱量で破損して機械的エネルギの発生を伴う浸水燃料の破損挙動を解明することは重要な課題となっている。本稿はNSRRにおいて行った浸水燃料実験について述べたものである。実験では、浸水量、炉周期、出力分布、ギャップ幅および貫通孔を実験パラメータとして、これらパラメータの破損挙動に及ぼす影響を調べた。実験により、浸水燃料の破損しきい値を明らかにすると共に、破損が燃料内部の水の急速加熱による圧力上昇によって生じること、破損には被覆管の温度が上昇する前に破損する低温破裂形と温度上昇による耐圧強度の低下をまって破損する高温破裂形があることを明らかにした。さらに機械的エネルギの発生は低温破裂形においてのみ見られることを実験により明らかにした。
藤城 俊夫; 広瀬 誠; 小林 晋昇; 丹沢 貞光
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(3), p.196 - 205, 1981/00
被引用回数：6 パーセンタイル：62.78(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下の軽水炉燃料の挙動に対する冷却材の流動条件の影響を調べるため、実燃料を用いた炉内実験を実施した。試験燃料としてPWR型燃料を用い、NSRR内で反応度事故時の出力暴走を模擬したパルス照射を行って、破損に至るまでの燃料挙動を観測した。実験は大気圧下で冷却材温度が20
Cから90Cの範囲の条件下で行い、冷却材流速の設定を0.3m/sから1.8m/sまで変え流速の影響を調べた。この結果、反応度事故時の早い出力上昇条件下においても冷却条件が燃料の温度挙動に大きく影響することが判明した。すなわち、冷却材流速が大きい程、また、サブクール度が大きい程、燃料表面での膜沸騰時の熱伝達が向上し、かつ膜沸騰継続時間が短かくなる事、この結果、燃料の破損しきい値が高くなる事が確認された。
斎藤 伸三; 助川 友英
JAERI-M 9114, 185 Pages, 1980/10
NSRR実験用ナトリウムループを試作し、特性試験を行った。試作ループは、NSRR実験孔内に挿入可能なもので、ナトリウム循環系、カバーガス系、真空排気系及び冷却空気系より成る。試料部は7本の燃料ピンまで装荷出来、パルス照射時の試験燃料の発熱量を高めるため外側に水素化ジルコニウムの減速材層を設けた。ナトリウム機器・配管は、全て外筒内に納め外部へのナトリウム漏洩を防止すると共に、外筒内部を真空にし断熱効果を有する設計とした。特性試験の結果、設計目標であるナトリウム温度500C、流速8m/secは十分安定かつ安全に達成出来た。しかし、電磁ポンプ駆動による発熱が大きいためナトリウム温度を低くして高流速を維持することは難しいことが明らかになった。また、ナトリウム注入に先立って試料部交換のための切断、溶接試験を実施し作業の難易性、問題点を把握した。
石川 迪夫; 星 蔦雄; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 吉村 富雄*
日本原子力学会誌, 20(10), p.710 - 717, 1978/10
被引用回数：0本報告は1977年に実施したNSRR燃料破損実験について、結果の概略をまとめたものである。この1年間に行った実験は、燃料破損に影響を及ぼすと考えられる燃料の諸因子を変化させた燃料パラメータ実験を中心に155回であった。このうち、濃縮度パラメータ実験と加圧燃料実験をほぼ完了し、前者では濃縮度の違いに基づく発熱歪が初期破損のしきい値に及ぼす影響を、後者では燃料棒初期内圧が破損挙動に及ぼす影響を明らかにした。冷却条件を変化させた実験としては、冷却水温パラメータ実験、流路チャンネル実験、バンドル実験があり、興味あるデータが得られた。浸水量パラメータ実験、燃料中心温度測定実験、ステンレス鋼被覆燃料実験およびフレッティング腐食燃料実験等についても概要を報告する。
星 蔦雄; 飛岡 利明; 岩村 公道; 黒柳 利之; 武田 常夫; 平野 見明
JAERI-M 6927, 79 Pages, 1977/02
本報告書は、軽水炉安全性研究の一環として、PCM事故研究の現状についての調査及び検討結果を纏めたものである。ここでは、動力炉安全評価におけるPCM事故の位置づけ、燃料破損クライテリア、現在までに得られた主要な研究成果、諸外国のPCM炉内実験計画等に関する現状調査を行ない、PCM研究の範囲や問題点を明白にした。そして、今後必要な炉内および炉外実験の研究課題の検討を行なった。
