Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
W.Hering*; 湊 和生; 永瀬 文久
Nuclear Technology, 102, p.100 - 115, 1993/04
被引用回数：2 パーセンタイル：29.79(Nuclear Science & Technology)独・カールスルーエ原子力工学センターの炉外集合体溶融実験装置CORAにおいて、シビアアクシデント時の軽水炉燃料のふるまいが調べられている。被覆管の破損や酸化、炉心構成材の溶融といった試験中に観察された現象を解析するために、4つのPWRタイプの集合体実験CORA-2,3,5,12を本研究で取り上げた。ビデオカメラで得られた情報をはじめとして試験中に得られた全てのデータを一覧図「テストシークエンス・ダイアグラム」にまとめた。試験後の集合体の状態を定量的に表すために、集合体断面の軸方向分布や燃料棒の損傷状態、被覆材の平均酸化量、ペレットの損傷を測定した。これらのデータを組み合わせることで、試験ごとの損傷を確定した。さらに装置の特徴を認識しその集合体損傷の進行への影響を評価することで、実炉での集合体溶融ふるまいの一般化を試みた。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 92-072, 194 Pages, 1992/05
本報告書は、1989年4月から1990年3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、照射済燃料実験6回及び未照射燃料実験35回の総計41回である。このうち、照射済燃料実験では、JMTR予備照射燃料実験、PWR使用済燃料実験及びBWR使用済燃料実験を各2回ずつ実施した。また、未照射燃料実験については、標準燃料実験8回(SP・CPスコーピング実験6回、被覆管割れ検出実験2回)、出力・冷却条件パラメータ実験7回(流路管付燃料実験4回、模擬バンドル実験1回、満水容器昇圧実験1回、高温・高圧ループ実験1回)、特殊燃料実験12回(ステンレス被覆燃料実験3回、改良PWR燃料実験3回、改良BWR燃料実験6回)、燃料損傷実験3回(高温冠水実験1回、冠水挙動可視実験1回、デブリ冷却性実験1回)、高速炉燃料実験3回(減速材性能実験2回、可視実験1回)及びその他の実験2回(照射済燃料実験予備実験2回)を実施した。
ペレットの加熱による炉外EP放出実験石渡 名澄; 永井 斉
JAERI-M 85-199, 16 Pages, 1985/12
LWRの燃料損傷事故条件下での燃料からのFP放出割合については、NUREG-0772において貝体的な数値データが提出された。上出の数値データを評価するため、相対的に小規模の実験装置を用いる測定方法を開発した。1500
C以上の温度範囲において、燃料からのFPのCsの放出割合は相対的に大きいので、高周波誘導加熱炉を含む実験装置を用いて、照射済みUOペレットからの
Csの放出割合を測定した。照射済みUOペレットはNSRR及びJMTR-RABBITを用いて製作した。加熱実験において、Csの放出割合は、NSRR照射のペレットでは0.51(Ar、12.2分加熱、1500~2080C)、RABBIT照射のペレットでは、それぞれに0.63、0.59、0.81及び0.78(Ar、10.7分加熱、1500~1740C;Ar、32.8分加熱、1500~2255C;Ar+蒸気、22.0分加熱、1500~2230C;Ar+蒸気+H、14.0分加熱、1500~2030C)であった。
西 義久*; 新井 健司*; 及川 弘秀*; 藤井 正*; 梅澤 成光*; 山田 英朋*; 中村 秀夫
no journal, ,
2015年3月に策定された日本原子力学会の熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ2015(改訂版)に掲載される安全向上策に関わる技術課題のうち、シビアアクシデントなど従来の設計基準を超える事故が発生した場合に、炉心損傷の防止を図る上で重要と考えられる技術的課題を整理、報告するものである。技術課題としては、沸騰挙動と二相水位の変化、露出部燃料の冷却特性、代替注水を目的とした減圧時の挙動や注水のサブクールの影響、代替注水として利用された海水などの成分の影響、燃料被覆管の酸化挙動、2次冷却系を用いた除熱の有効性実証、使用済み燃料プール(SFP)内燃料の冷却などが挙げられるが、ここでは、過渡的な沸騰挙動と二相水位の変化、代替注水された海水などの成分の影響、SFP燃料の冷却の研究計画の概略を説明する。
