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伝熱流動研究室
JAERI-M 91-055, 198 Pages, 1991/03
原研では、ウラン資源の有効利用を目的とした扁平二重炉心型高転換軽水炉(HCLWR)の研究を行っている。本炉は稠密格子炉心を採用することにより、種々の熱水力学的な問題が生じる可能性がある。このため、定常及び非定常限界熱流束(CHF)、乱流混合、炉心内圧力損失、流れによる燃料棒の振動・変位、及び再冠水冷却に関する実験を実施し、データベースを得るとともに高転換軽水炉を対象とした熱水力評価手法を開発した。この評価手法を本炉に適用した結果、通常運転には最小DNBR基準を満足し、バンドル圧力損失及び流れによる燃料棒の振動・変位量は現行軽水炉の設計範囲内にあることが明らかとなった。また大破断LOCA、小破断LOCA、一次冷却材流量喪失事故、一次冷却材ポンプ軸固着事故、外電喪失ATWS、及び制御棒クラスタ飛び出し事故等の安全評価解析を実施し、本炉は現行軽水炉の安全評価基準を満足することを示した。
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：62.77(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。
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。
