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論文

OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Impact of number of radial pellet cracks and pellet-clad friction coefficient

Dost$'a$l, M.*; Rossiter, G.*; Dethioux, A.*; Zhang, J.*; 天谷 政樹; Rozzia, D.*; Williamson, R.*; Kozlowski, T.*; Hill, I.*; Martin, J.-F.*

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

The benchmark on PCMI was initiated by OECD/NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) in June 2015 and is currently in the latter stages of compiling results and preparing the final report. The aim of the benchmark is to improve understanding and modelling of PCMI amongst NEA member organisations. This is being achieved by comparing PCMI predictions of different fuel performance codes for a number of cases. Two of these cases are hypothetical cases aiming to facilitate understanding of the effects of code-to-code differences in fuel performance models. The two remaining cases are actual irradiations, where code predictions are compared with measured data. During analysis of participants' results of the hypothetical cases, the assumptions for number of radial pellet cracks and the pellet-clad friction coefficient (which can be zero, finite or infinite) were identified to be important factors in explaining differences between predictions once pellet-cladding contact occurs. However, these parameters varied in the models and codes used originally by the participants. This fact led to the extension of the benchmark by inclusion of two additional cases, where the number of radial pellet cracks and three different values of the friction coefficient were prescribed in the case definition. Seven calculations from six organisations contributed results were compared and analysed in this paper.

論文

Transient elongation of a fresh fuel rod under reactivity initiated accident conditions

石島 清見; 中村 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.229 - 238, 1996/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:42.44(Nuclear Science & Technology)

高燃焼度燃料は反応度事故において、燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用(PCMI)により、脆化した被覆管に破損が生ずる可能性がある。このPCMIは、燃料ペレットの出力暴走による急速な膨張によって生ずる.反応度事故時のPCMI挙動を調べる炉内実験を日本原子力研究所の原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。実験はPCMIの基本的挙動を理解するため、照射の効果を排除して、まず未照射燃料を用いて行った。作動変圧型伸び計を用いて、大気圧室温条件およびBWRの運転条件を模擬した高温高圧条件での燃料ペレットおよび被覆管の過渡伸びを測定した。また、FRAP-T6コードを用いて燃料棒の過渡挙動の予備解析を行い実験結果の理解を深めた。

論文

Pellet-cladding mechanical interaction of PWR fuel rod under rapid power transient

柳澤 和章; 片西 昌司; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.671 - 676, 1994/07

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

出力過渡実験(燃料棒出力を4kW/mから32kW/mまで3kW/msで急昇)を実施し、以下の知見を得た。長手方向の燃料棒伸び歪みで評価したペレット-被覆管の力学的相互作用(PCMI)は、ベース照射済PWR燃料で0.07%であり、未照射PWR燃料で0.08%であった。観察された歪みの大きさは、スウェーデンのTRANS RAMPII実験での破損燃料の歪みと同程度であった。それにも拘らず本実験で燃料破損が生じなかった主たる理由は、線出力密度の増加途中から著しくなった緩和によるPCMIの急激な低下が原因であったと判断される。PWR燃料棒に発生したPCMIが、出力保持中ではなく過渡出力増加中に緩和によって減少する現象は本実験を通じて初めてみつけられた事象であり、燃料破損防止対策上極めて有用なものである。

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