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丹沢 貞光
JAERI-M 93-011, 32 Pages, 1993/02
NSRR燃料照射実験における過渡データをデジタル化して保存することによりデータの消滅を防止すると共に、データバンクを作成してパーソナル・コンピュータにより過渡データに容易にアクセスできるようにすることを目的として、実験過渡記録処理システムの開発を行なった。本報告書では、実験過渡記録処理システムの概要及び使用方法、並びにデータ・バンクの現状について記載した。
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。
1987年12月反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 91-130, 156 Pages, 1991/08
本報告書は、1987年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、5回の標準燃料実験、6回の燃料設計パラメータ実験(ヨウ素入り燃料実験2回、SUS被覆実験3回、破壊力測定実験1回)、7回の冷却パラメータ実験(流路管付燃料実験3回、ベンドル実験4回)、8回の特殊燃料実験(米国NRC実験1回、PCI対策型燃料実験5回、中空加圧燃料実験2回)、1回の高温高圧カプセル実験、2回の高温高圧ループ実験、3回の高温冠水実験、3回の燃料挙動可視実験、およびその他の実験3回(燃料損傷実験1回、加速度計実験2回)の総計38回である。本報では、これにコード開発の進捗状況報告も加えた。
柳原 敏; 鈴木 敏夫
JAERI-M 85-208, 53 Pages, 1986/01
近年NSRRで実施している破壊力測定実験、ガドリニア入り燃料実験、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料実験の各実験シリーズについて、単位炉心積分出力当りの発熱量を評価するための実験を行い、
線スペクトロメトリーにより各実験で照射した燃料の核分裂数を求めた。各実験シリーズにおける単位炉心積分出力当りの核分裂数及び炉心積分出力から発熱量への変換係数は以下の通りである。
柳原 敏
JAERI-M 84-058, 40 Pages, 1984/03
NSRR実験においては、試験燃料棒の軸報告において、出力分布が一様でないことが分かっている。このため、試験燃料棒の軸方向出力分布の詳細な評価を行なった。この結果、試験燃料棒の燃料スタック部の下方程出力が高くなる傾向を示し、燃料スタック部の両端近傍では、エッヂ効果のため顕著な出力ピーキングが認められた。この燃料スタック部下部における、燃料挙動に影響を及ぼす有効な出力ピーキングは、スタック部平均に対して1.04~1.06であった。そこで、この結果より、今までに行われた破損しきい値近傍の発熱量での実験結果を整理すると、その破損は、発熱量274cal/g・UO2の発熱部で生じていることが分かった。
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500
C、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。
柳原 敏; 星 蔦雄; 塩沢 周策
JAERI-M 8457, 36 Pages, 1979/10
NSRR実験において、試験燃料の発熱量と炉心積分出力の対応は線スペクトロメトリ法による核分裂生成物の定量により求められているが、核計算による評価値と比較して15%程高い。このため、線スペクトロメトリ法による評価方法の妥当性の確認が望まれていた。そこで、NSRR実験カプセル内にカロリメータを挿入してパルス照射し、試験燃料の発熱量の直接測定を試みた。本測定の結果、炉心積分出力に対する試験燃料の発熱量は4.52cal/g・UO/MW・Sであり、この値はこれまでの値4.36cal/g・UO/MW・Sと極めて良い一致をみた。本実験により、線スペクトロメトリ法による測定結果の妥当性の確認ができた。
塩沢 周策; 柳原 敏; 斎藤 伸三
JAERI-M 8187, 21 Pages, 1979/03
NSRR実験で照射した種々の燃料棒を熱電対取付け部で切断し、酸化膜厚さを光学顕微鏡により測定した。この結果、酸化膜厚さは被覆管表面の最高温度に対応していた。一方、熱電対で測定した温度履歴より計算により酸化膜厚さを求めた。この結果、酸化膜厚さの約90%は被覆管温度が最高値近傍100Cの範囲にある僅かな時間に生じたものであることが知れた。また、測定値と比較した結果、被覆管表面最高温度が約1,400C以下では良く一致した。しかし、それ以上では、測定値の方が大きく、その原因としては、熱伝導率が極端に悪い酸化膜がある程度厚くなると被覆管表面と内面に有意な温度差が生じるため表面温度を用いて酸化量を評価することに問題があること、およびPt/Pt-13%Rhの熱電対がジルカロイと共晶反応を起こすため高温での測定結果の信頼性に問題があること等が考えられ、これらについても考察を行なった。
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。
