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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.
天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.
橘 幸男; 中川 繁昭; 竹田 武司; 七種 明雄; 古澤 孝之; 高松 邦吉; 西原 哲夫; 沢 和弘; 伊与久 達夫
JAERI-Tech 2002-059, 42 Pages, 2002/08
JAERI-Tech-2002-059.pdf:1.63MB
本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全性実証試験計画について、特に、早期に実施する試験項目に重点を置いてまとめたものである。早期に実施する試験は、異常な過渡変化に相当する試験として実施する制御棒引抜試験及び1次冷却材流量低下試験である。制御棒引抜試験では、炉心中央位置の制御棒1対を引き抜くことにより、反応度投入事象を模擬する。また、1次冷却材流量低下試験では、循環機の停止(循環機3台中1台または2台の停止)あるいは自動制御系により流量低下事象を模擬する。これらの試験の結果を踏まえ、さらに、冷却材喪失事故等を模擬した試験を計画しており、現在、検討をすすめている。試験で得られた実測データは、炉心動特性コード,プラント動特性コード等の安全評価コードの高精度化と検証に利用でき、国内外の将来高温ガス炉の安全設計・評価技術の確立に活用することができる。
新谷 文将; 村尾 良夫; 岩村 公道
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.1039 - 1046, 1995/10
被引用回数：5 パーセンタイル：49.46(Nuclear Science & Technology)受動的安全炉JPSRの設計研究の一環として、同炉に設置するキャンドポンプの慣性モーメントを決定するために、DNB発生の観点から最も厳しい冷却材流量喪失事故をRETRANコードを用いて解析した。解析の結果、DNB発生限界を密度反応度係数とポンプ慣性モーメントにより関係づけることができ、これより、現在の設計のJPSRでは、慣性モーメントを既存PWRの8%に相当する250kg・m
に設定することにより原子炉スクラムなしでもDNBの発生を回避できることがわかった。また、この条件は内蔵型フライホイールにより実現可能であること、及びJPSRの特徴のひとつである炉心の固有の性質によりスクラム不作動時にはDNBを回避できることがわかった。
高野 秀機; 金子 邦男*; 秋江 拓志; 石黒 幸雄
Nuclear Technology, 80, p.250 - 262, 1988/00
被引用回数：6 パーセンタイル：57.08(Nuclear Science & Technology)高転換軽水炉において核分裂生成物(FP)の共鳴遮蔽効果が燃焼特性へ及ぼす影響を調べた。FPの自己遮蔽効果は燃焼反応度損失をかなり滅じ、燃焼度50GWD/t時において実効増倍率に0.5%
kの影響を及ぼすことを明らかにした。更にアクチニドとFPの共鳴相互干渉効果が検討され、数核種のFPに対して重要であることを示した。FPの核データの不確かさが燃焼度変化に及ぼす影響も4つの評価済核データファイル:JENDL-2,JEF-1,ENDF/B-IVとENDF/B-Vを用いて調べた。JENDL-2とENDF/B-Vの計算結果ではかなりの差が見られたが、JENDL-2とJEF-1とでは偶然的な相殺により差が小さかった。
石川 迪夫; 斎藤 伸三; 飛岡 利明
日本原子力学会誌, 20(12), p.861 - 870, 1978/00
被引用回数：0軽水炉の事故あるい異常状態として、冷却材喪失事故、反応度事故および出力・冷却不整合が考えられている。これらの事故状態において燃料がどのように振舞うかを原子炉を用いた模擬実験によってこれまでに明らかにされた点をNSRR,PBF実験等を中心にまとめ、併せて諸外国における今後の実験計画について解説したものである。
斎藤 伸三
JAERI-M 7280, 67 Pages, 1977/09
ナトリウム冷却高速炉用の炉心過渡挙動解析コードEXCURESを開発した。本コードでは炉心をチャンネルで代表しその過渡挙動を解析する。炉心の出力挙動については6群の遅発中性子を考慮に入れた1点近似の中性子動特性方程式により求める。反応度の外乱およびスクラムによる制御棒効果が取り入れられ、フィードバック効果としては平均チャンネルの温度に基いて計算し各種の効果を考慮する。熱計算については軸方向の各断面で熱平衡式を導き計算する。物性値については、温度に関する二次式で近似し、又、燃料の溶融過程についても考慮している。本コードにより反応度挿入および冷却材流量低下等による炉心の過渡挙動が解析出来、又、結合コードEXPLOTによって計算結果の図式化も可能である。
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。
