Measurement of transient elongation of a fuel rod under reactivity initiated accident conditions and preliminary analysis

石島 清見; 中村 武彦

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 2, p.263 - 270, 1991/00

燃焼の進んだ原子炉燃料の反応度事故時における破損モードの一つとして、厳しいペレット-被覆管機械的相互作用による被覆管の損傷が考えられる。この原因は、出力暴走によってもたらされるペレットの急激なふくれである。PCMIと呼ばれる上記の現象を調べるため、NSRRを用いて反応度事故を模擬した燃料のパルス照射実験を実施した。燃料ペレット及び被覆管の過渡的伸びは、LVDT型センサを用い、大気圧・室温及びBWRを模擬した高温高圧条件の冷却水中で良好に測定できた。また、実験結果の評価のため、事故時燃料挙動解析コードFRAP-T6を用いて解析を行った。これらの研究により、燃料の過渡伸びに及ぼすギャップ幅及び冷却材条件の影響を明らかにした。