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鈴木 元衛
JAERI-M 83-096, 49 Pages, 1983/07
軽水炉の冷却材喪失事故において燃料集合体のジルカロイ被覆管のふくれ変形中に起きると想定される、被覆管の間の機械的・熱的相互作用を調べるために、単一の模擬燃料棒を8本の非加圧外部発熱パイプで囲んだ状態で変形破裂試験を行った。この外部発熱体と接触した、ふくれ変形中の被覆管の変形・破裂挙動は、単に被覆管と発熱体との間の温度差のみならず、ふくれ変形が進行している時の内圧と温度にも依存することが見出された。また観察と解析により、被覆管のフープ引張応力は、被覆管の発熱体との接触面の外側に生じる変曲点において最大となることが見出された。
鈴木 元衛
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(6), p.475 - 490, 1983/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故における、燃料集合体のふくれ変形中のジルカロイ被覆管に起きると想定されている熱的・機械的相互作用を調べるために、単一の模擬燃料棒を8本の非加圧外部発熱パイプの中央に置いた破裂試験を行った。その結果、このパイプと接触したふくれ変形中の被覆管の変形・破裂挙動は、単に発熱パイプと被覆管の間の温度差のみならず、ふくれ変形が起きる際の内圧と温度にも依存することが見出された。また観察と解析により、被覆間のフープ引張応力は、ふくれつつある被覆管の接触面に生ずる変曲点において最大となることが見出された。
鈴木 光弘
JAERI-M 7944, 146 Pages, 1978/11
本報は一連のROSA-IIデータ報告書の1つであり、低温側配管破断におけるECCS注入の有無、循環ポンプ回転維持、および初期炉心温度差が実炉並みに大きいことがブローダウン過程にどの様な影響を及ぼすかについて、実験結果とともに検討結果を紹介するものである。得られた主な結論は以下の通りである。(1)注入したACC水は一時的に大きな凝縮減圧作用を及ぼし、炉心などの流れを変化させる。ACC側低温配管注入の場合、上部プレナム残存水を炉心に引きこむので、上部プレナム残存水が多いほど炉心冷却に効く。(2)炉心の再冠水はLPCI水によって行なわれた。(3)破断後も循環ポンプを回転させると炉心の下向流を妨げ一次的に流れを停滞させるため炉心の熱伝達は悪化した。しかしポンプ回転の結果、ACC注入時に上部プレナム残存水が多かったため、比較的その後の炉心冷却は改善された。(4)初期炉心温度差が大きいと、破断後の流出流量は増加し、残存水は早く減少する。
成川 隆文
no journal, ,
Laboratory-scale burst tests on non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions using an external heating method. Then the obtained data were compared to those from a previous study, where an internal heating method was used. This comparison suggests that the amount of deformation in the ballooned region may be estimated based on engineering hoop stress, azimuthal temperature difference in the cladding, and the maximum circumferential strain divided by engineering hoop stress, 
, which was obtained in this study, irrespective of heating method. The size of rupture opening may be affected by both the azimuthal and axial temperature differences in the cladding.
