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中島 健; 山本 俊弘; 三好 慶典
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1162 - 1168, 2002/11
被引用回数：9 パーセンタイル：49.92(Nuclear Science & Technology)核分裂性溶液の核暴走時の平均出力変化を評価するための改良準定常法を開発した。改良前の手法では、反応度の計算に1群理論に基づく臨界方程式を使用している。しかし、1群近似では計算精度が悪く、また、臨界方程式で使用される形状バックリングは複雑な体系に適用できない。そこで、筆者らは、この手法を改良し反応度フィードバック係数を使用する手法とした。改良した手法は、フィードバック係数を算出するために別の計算を行う必要があるが、この手法は複雑な体系に適用可能であり、また、1群近似よりも精度の良い結果が得られる。さらに、沸騰出力を計算する新たな手法を、超臨界実験装置SILENEの実験データを用いて開発した。新たな手法を検証するために、CRAC及びTRACYを用いた超臨界実験の解析を実施した。結果は実験と良い一致を示した。
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：8 パーセンタイル：57.70(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。
藤城 俊夫; 広瀬 誠; 小林 晋昇; 丹沢 貞光
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(3), p.196 - 205, 1981/00
被引用回数：6 パーセンタイル：62.46(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下の軽水炉燃料の挙動に対する冷却材の流動条件の影響を調べるため、実燃料を用いた炉内実験を実施した。試験燃料としてPWR型燃料を用い、NSRR内で反応度事故時の出力暴走を模擬したパルス照射を行って、破損に至るまでの燃料挙動を観測した。実験は大気圧下で冷却材温度が20
Cから90Cの範囲の条件下で行い、冷却材流速の設定を0.3m/sから1.8m/sまで変え流速の影響を調べた。この結果、反応度事故時の早い出力上昇条件下においても冷却条件が燃料の温度挙動に大きく影響することが判明した。すなわち、冷却材流速が大きい程、また、サブクール度が大きい程、燃料表面での膜沸騰時の熱伝達が向上し、かつ膜沸騰継続時間が短かくなる事、この結果、燃料の破損しきい値が高くなる事が確認された。
