Fuel behavior in simulated RIA under high pressure and temperature coolant condition

丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04

https://doi.org/10.3327/jnst.30.281

軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。

NSRR実験におけるジルカロイ被覆管の酸化量に関する評価

塩沢 周策; 柳原 敏; 斎藤 伸三

JAERI-M 8187, 21 Pages, 1979/03

JAERI-M-8187.pdf:1.39MB

NSRR実験で照射した種々の燃料棒を熱電対取付け部で切断し、酸化膜厚さを光学顕微鏡により測定した。この結果、酸化膜厚さは被覆管表面の最高温度に対応していた。一方、熱電対で測定した温度履歴より計算により酸化膜厚さを求めた。この結果、酸化膜厚さの約90%は被覆管温度が最高値近傍100Cの範囲にある僅かな時間に生じたものであることが知れた。また、測定値と比較した結果、被覆管表面最高温度が約1,400C以下では良く一致した。しかし、それ以上では、測定値の方が大きく、その原因としては、熱伝導率が極端に悪い酸化膜がある程度厚くなると被覆管表面と内面に有意な温度差が生じるため表面温度を用いて酸化量を評価することに問題があること、およびPt/Pt-13%Rhの熱電対がジルカロイと共晶反応を起こすため高温での測定結果の信頼性に問題があること等が考えられ、これらについても考察を行なった。