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谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05
被引用回数：1 パーセンタイル：9.57(Nuclear Science & Technology)The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.
鈴木 光弘
JAERI-Tech 2002-071, 171 Pages, 2002/10
JAERI-Tech-2002-071.pdf:11.26MB
本報は大型非定常試験装置(LSTF)を用いて実施した全交流電源喪失実験の加圧器熱流体挙動を解析したものである。LSTFでは米国のAP600型原子炉をモデルとした上記実験を実施したが、その長時間の原子炉冷却・減圧過程で、一旦喪失した加圧器水位が再上昇し、蒸気配管まで満水にする特徴的事象が見られた。実験結果の分析により、これは自然循環が停留した蒸気発生器伝熱管内で冷却材が減圧沸騰を開始した条件下で、加圧器蒸気配管で蒸気凝縮が継続したことに起因するものと判断された。本報はRELAP5/MOD3コードによる解析と実験結果の分析により、蒸気配管部の凝縮減圧効果と加圧器壁の熱源効果という、2種類の構造材-冷却材熱的相互作用を定量的に解明した。また加圧器系の熱損失特性を評価した。加えて実機加圧器系との熱的特性の相違についても明らかにした。
竹田 武司; 國富 一彦; 馬場 治
Proc. 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 1; NURETH6, 0, p.1483 - 1488, 1994/00
高温工学試験研究炉(HTTR)の制御棒スタンドパイプの内部には、クラッチ及びモータ機構等により構成される制御棒駆動装置(CRDM)が収納されている。CRDMの温度が180
Cを超える場合には、クラッチの絶縁材の耐熱性が損なわれ、CRDMが正常に機能しないことが考えられる。そのため、制御棒スタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布と温度分布を解析及び試験により求めた。空気流の3次元熱流動解析は、熱流体解析コードSTREAMを用いて行った。試験では、スタンドパイプ廻りの空気流を表面タフト法により可視化した。解析と試験により得たスタンドパイプ廻りの空気流の流れ分布は良く一致した。解析の結果、何れの制御棒スタンドパイプにおいてもCRDMの温度は、その制限温度である180Cを満足することを確認できた。
