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西原 哲夫; 羽田 一彦; 塩沢 周策
JAERI-Research 97-022, 110 Pages, 1997/03
JAERI-Research-97-022.pdf:4.1MB
高温ガス炉-水素製造システムの安全性に関する検討を行い、以下に示す安全設計の考え方等を提案した。原子炉建家内部の火災・爆発に対しては、その破損により可燃性物質が流入するおそれのある機器・配管を耐震レベルA
もしくはC(S
)で設計し、これらの配管を引き回すトレンチ等を窒素雰囲気とすることを提案した。原子炉建家外部の火災・爆発に対しては、水素製造プラントと原子炉の安全上重要な機器との間に離隔距離を取ることを提案した。対象とすべき事故は、大規模液面火災、ファイヤーボール、容器内爆発及び蒸気雲爆発とし、特に蒸気雲爆発に対しては新しい評価方法の考え方を提案した。システム配置上近接立地が要求される場合には、可燃性物質貯蔵タンクを地下埋設式常圧貯蔵タンクとし、強制排気システムを設置することを提案した。
丹沢 貞光; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.23 - 32, 1986/01
被引用回数：1 パーセンタイル：19.33(Nuclear Science & Technology)本報告書は、反応度事故条件下における浸水燃料の破裂による周辺燃料及びチャンネル・ボックスに対する影響を究明するために行ったインパイル実験及び解析の結果について述べたものである。流路管内で健全な燃料に囲まれた浸水燃料は、反応度事故時の出力の急上昇を模擬するために原子炉安全性研究炉(NSRR)で照射された。その結果、浸水燃料の破裂によって生ずる圧力パルスは、周辺燃料に対し殆ど機械的な影響を与えないが、流路管を膨らます原因となることが明らかになった。さらに、破裂領域での冷却水の排除は、周辺燃料の冷却を悪化し、破損しきい値を低減させた。また、STEALTH-Jコードを用いた2次元の解析により、落下した制御棒近傍の浸水燃料を含むBWRのチャンネル・ボックスが、圧力パルスにより変形し、その場所の制御棒の通路を塞ぐ可能性があることが明らかになった。
大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 83-083, 68 Pages, 1983/06
軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するため、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本実験は、膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力35kg/cm
、蒸気量0.4g/cmmin、昇温速度約9
C/秒で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。1)破裂圧力は41~45kg/cm、破裂温度が850~880Cである。2)最大膨れ率は、集合体(7
7)で54.2%、内部燃料領域(55)が66.9%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(77)が40.5%、内部燃料領域が51.4%である。
橋本 政男; 大友 隆; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 83-038, 56 Pages, 1983/03
軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本試験は膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力70kg/cmmin、昇温速度約9C/秒で行ったものである。その結果以下の知見が得られた。1)破裂圧力は、78~88kg/cm、破裂温度は765~780Cである。2)最大膨れ率は、集合体(77)が99.4%、内部燃料領域(55)が125.3%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(77)が67.3%、内部燃料領域(55)が78.1%である。
大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛
JAERI-M 9624, 56 Pages, 1981/08
軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するための基礎データを得るために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験No.7806を行なった。この実験は、初期圧力20kg/cm・蒸気流量0.4g/cmmin・昇温速度9 C/秒の条件で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。(1)最高圧力は約28kg/cmで、破裂圧力は約26kg/cmであった。また、その時の破裂温度は885
962 Cと考えられる。(2)34%以上膨れた領域の軸方向長さは、大部分の燃料棒で040mmの範囲であり他の条件に比べて短かい。(3)集合体全体(77)の流路閉塞量の最大値は36.2%である。しかし、温度分布が比較的均一であると考えられる内部燃料棒(55)に限れば43.4%であった。また、これらの値も他の条件で試験した結果に比べて小さい。
橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 川崎 了; 上塚 寛
JAERI-M 9233, 53 Pages, 1980/12
軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験を行なった。この試験は流路閉塞量に影響を与えるいくつかのパラメーターを変代させて行ない、事故時に想定される流路閉塞量を定量的に明らかにすることを目的として、1977年から数回にわたり実施されている。本報告書は、今後行なわれる最終の解析に利用するため、1体毎のデータを中心としてまとめられたシリーズの一つで、No.7805集合体に関するものである。収められたデータは、燃料棒の温度、圧力そして膨れ破裂に関するものや、集合体の流路閉塞量などである。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
JAERI-M 6869, 20 Pages, 1977/01
冷却材喪失事故時の燃料棒に対する変形の酸化に及ぼす影響を調べるため、ジルカイロ被覆の模擬燃料棒破裂試験と高温引張試験を水蒸気中で実施した。特に高温引張試験では変形を与える試料と与えない試料を同時に行なった。酸化評価は金属組織的方法により求めた。変形は酸化膜生成に影響を与え、酸化を加速する傾向を与える。なかでも、変形温度と変形量に酸化が依存し700~900Cの変形温度では むしろ低温の方がより酸化に強く影響を及ぼす。酸化膜はmonoclinic型およびtetragonal型ZrOであり、変形は両者の生成割合を変化させる。また、浸入酸素も大きな変形が与えられた方がより深くまで浸入する。
