② 晶

J A E R I - M 6 9 2 5

.—^- . —-,i- - _ SBS" W n w M M

Circuits schema F w l rod coalini

ttabilisar

by bailing prauvriMd water with tiaam bubbin

•5 » « * * + : A t e * « 1 ( F R J - 2^{M )})

H 2 5 - 6 » ) » * + + 7°-fe^fll ( D R - 3^{1 0 0 )})

• w i l t r svstem normal operation

• gas syatem normal operation

0

^manometer

rSi magnetic valve

tJi hand operated valve

-民川崎d田副i噌 by"回目噌pru.uriHdw・同rwl耐剥輔'"bubbl回

・

^l^a^bⁱ^lⁱ^.^.^.^.

JAERI‑M 6925

図 25‑5

沸騰水キャプセル例

( F 町 ‑2

坤))

・仰・信

・

lorage^叩M

町b

w付句

・・ ‑ ・

hellum botU・

. .

= = = ‑ ・・・

・

y.'e問 'K><m

・

^lop

・

^"0^伺

②

J A E R I - M 6 9 2 5

tikXC, m%MW®iffifc<omm&ir%bbtlft&fc&ftTX%m-$-£&( incubation ) Ttto©

S l M f t l i ^ o Z.<DB&)KWlt)1FJ:<Dt><DZmmL±$n>Z>o SPt, Agesta PHWR( 10*

75, 76)

MWe )rW%iLttmmii$ZR- 2 T, KWO, KWWT 5-6,0 0 0 MWd/MT U KSMLitmM

Q 94)

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-+ + 7

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T'A-134)

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i , m^MWKh±^xmWlKm

%-th>yM-bii>b5<, t o g g . l ( t J ; o t - < i '*

> h©S!)ii

7 5

-JAERI‑H 6925

PCMI

は燃料燃焼度

K

依存する所が大きいので，精巧な炉内計装や前述した局所出力変化装置他(1(.該当燃料梼を所定の燃焼度まできめられた運転条件下で到達させる(i

。

ncubal ion ための装置が必要である。 ζの自的K動力炉そのものを理用した例もある。即ち.Agesla PHWR( 10

75.76)

MWe)で照射した燃料棒をR‑2で.KWO. KWW で 5~6.00 0 MWd/ M

T U

(1(到達した燃料

~， 94)

絡を， HFRでランプ実験(1(供した例念どがその部類である。低温低庄の材料試験炉や実験炉で，

rE，9l) とのような照射を行う

K

は.動力炉の環境を模燦したJレープを使用する方法もあるのは勿論である。

しかしとの方法は，きわめて高価である。

ζれにかわるものとして.最近では高圧リグあるいは沸騰水キャプセルと呼ばれる自然循環冷却方式の装置が多用されている。 ζの装置の最大の利点は，ループ

K

くらべてその建設費がはるか

K

安価をζとである。また，炉外セクションとの連結が非常

K

簡単であるから，炉内セクγョンの炉心装宥「位置を適当

K

変えてやるζと

t

てよって，照射条件を選択するととも可能である。一般に炉針セクションは，主として圧力制御系統と.小流量循環

K

よる冷却水の精製及び被覆の破損検出用の系統からな

b

たっている。系統の加圧には，電熱式の加圧器をつかう例もあるが，多〈はヘリウム

K

よる直接加圧方式が採られている。第20表(1(，現在使用されている代表的なものの例をまとめる。また，代表的をものを図25 ~て示す。第 20 表記載仔11以外でも BR-2( ベルギー，ヌイ;t' グプール・タンク却材料試験炉73.5MW)でも.1本の燃料棒を700W/cmで照射できる沸騰水キャプセルを使用している。 1965‑72年まで(1(1 0本製作され^p 主として混合酸化物燃料，プノレ

134) トニウム燃料の照射実験

K

使用された。'

第20表

K

掲げたよう

ι

^ζの装置はζの種の目的以外の用途もあ

9 .

今後ますます多用されるととに念ろう。

3 . 2 . 5

今後の研究腺題

一時期.燃料費の低減を計るため(1(.燃料の出力密度の向上，遣うるいは各種炉心構造材の量の減少まどが考えられた時代もある。しかし昨今，主としてLOCA時の燃料挙動の安全性評価の観点から，燃料棒の線出力絞度の低減が流行し，それを補償すベ〈燃料棒の径を細〈すると共(1(，バンドル内の燃料棒配列数を増加させる試みが行われている。従って通常時の燃料挙動の研究では，第 3表の第1項目.出力密度・燃焼度向上の中では，重点はよ

b

後者(1(;!O，かれてきている。

との燃焼度向上の分野では，現在問題と念っている

PCMI

の他

K

特1'1:，

( I ) U 0 2

のスエリング.

j )

ジルカロイ被覆管の照射損傷

K

起因した機械的性質劣化，

( j j j

燃料・被覆管の化学的相互作用(内部腐食も含む)の3領域での研究が特K必要Kなってくると恩われる。

2

のスエリングは.従来軽水炉燃料の冶金学的寿命を定める重要 ;~因子であるとして研究され τ きた。そしてその対策として，ベレット

K

デイッシングした

9 .

初期密度の低いぺνットを使用する

1 j :

ど，スエリ ^Yグ

t

てよる体積膨張を吸収する手段が採られてきた。しかし，昨今の燐きしま

b

と

PCMI

の問題は，初期密度の高い安定ベレ・yトの採用，ディッシュ枇しのチャンファーペレッ卜の採用まどの方向へ進んでいる。気孔のモルフォロジィと

U02

のスエり ^Yグや気孔の

i

灰絡などの関係を，高燃焼度

U

てわたって定量的に研究する必要があろう。 ζの際，熱応力(1(よってベレットの割れが発生し念いようにする他，相対的に数領以下の長さ変化を，きわめて高い燃焼度迄測定する技術が必要

K

左って〈る。

~ 75‑

J A E R I - M 6 9 2 5

miQK. ¥£3 2oo~3oow/cm-r3o~3 6GWD/t u mm-ztut, ^ K K I I J © ® © ^

104)

&t^»^tt. &®.®**iiu4®m!§m

ⁱ

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&mK.ss^nvtsiwtsi***

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mm• wm®&ftmum>zftmBtLMm^ms-^mKmLxi&. <rvim• m&

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•vx^&coa, m&Lizzi>mziityftt-rs>&.iim&K£&®.mx%>>$,, L ^ L , ¥/»£*

x, t©a©fL^B3j®s^i;T<siS!n^ao*

ijtip^<D&mKmLxi>, 7mm3tix-<Dmnim®ikK, immnKx^xcnb^bL^mn omMiffi^, \}o

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K-o\^xz.ii^.m^±<!fx^ftm'mm.<o9m^x, ttii><Dmn®gg))im&

ATWS (Anticipated Transient without S c r a m ) , <P'l^ifcB%R!SLOCA 4 t'&USM

i r i * . t^.c>©W9E©±SI55-/!>

, Hgrt4>ti-r^4©#-t©4?F@-c^5o -W^ISD'^

Cbv-Ctt, 4 " > # ® : i U T # i i 4> 1^^.-2. PCM ( Power Cool ing Mismatch ) ittgiK, bQ {Bl&2>$£&&?J±>fiXK&fri:i&tfi"?&o 4> 5 — t ? © # & R I A ( Reactivity Ini t iated

Acci-105) 106)

dent ) K-o^Xti, -tXKM. , Bill bK I - o X i t £>bft-X^Z><DX, £ \ Xldf&tlX^Z^o

3.ai PCMSlgl 3.3.1.1 rrtPCMUM

*r&atg^j o^mv<-fit, itmT!>mt&-2:ixx®3.-tz>x. 5**sfe-c^

⁰

107)

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P C M # £ D T j | £ $ - © f ^ / F £ # £ U f c B # , ^sfWarfpRC.*..** 5 ^ t t ^ * f P F : £ © g g K : £ & © 7 6

-JAERI‑M 6925

図101'1:.平均20 0~3 OOW/.rmで30~3 6 GWD/t U照射された，非常K沢山の数の通常燃料体の照射後試験時の寸法変化がまとめてある。今後欲しいのは， ζれらの曲線の定量的，物

f

望的f.i説明であろう。

被援管の材料であるジノレカロイの機械的性質の放射線損傷

K

よる劣化の程度を正しく指測すると共札その劣化の機機を正し〈理解して，より照射特性の秀れた新しい材料を開発して行〈ζとが，

頁K

安全性と経済性の向上した原子炉の利用

K

必要不可欠であろう。)との栂のデー

F

の質的な向上を計るため

K

は，多数のジルカロイ被覆管材料をできるだけ安価1'1:.高い

n v t

迄照射する工夫が必要である。材料試験炉でとの種の実験を行う

K

は，炉内オートクレープ装置，沸騰水キャプセノレな

どの活用も必要であろうω

燃料・被覆管の核分裂生成物を介在物とした化学的相互作用

K

関しては，ステンレス被復・混合酸化物燃料を使用した高速炉燃料の体系では， Cs. Mo. Te などといった該分裂生成物

K

よって，

化学的相互作用が生じ，とれがその寿命を定める大き左因子であるととは良〈知られている。 ζれ

K

比して，燃焼度のよ

b

低い現在のジノレカロイ被覆・

U02

型の軽水炉燃料では，特に現在問題となっているのは，前述したよう素などを仲介とする応力腐食

K

よる破損であろう。しかし.平均燃焼度の高い燃料の占める割合が高〈怠る

K

連れて，また平均燃焼度を更

t

て高〈しようと試みる1'1:連れて，との種q;，新しい問題が生じてくる恐れがある。

とれ以外

ι

混合酸化物燃料やトリウムサイクノレ燃料念ど，現在の

U0

₂燃料以外のシステムの動力炉への適用

K

際しでも，高燃焼度までの確性試験の他

ι

計袋燃料によってとれら新らしい燃料の挙動を調べ .

U02

についてζれ迄積み上げてきた諸知識の範囲内で，とれらの燃料の挙動を記述できるか否かを確認する必要があるといえよう。

3 . 3

事故時の燃料ふるまい

E

時現

ATWSCAnticipated Transient without Scram).中小事故時及ひ・LOCA念どの仮想事故時1'1:.燃料棒がどのよう念ふるまいをするかの研究は.原子炉の安全性研究の上できわめて重要である。 ζれらの研究の大部分が，国資でまかなわれているのがその特徴である。付録

1

及び第

1 表 K

示す主うに，米国NRCの軽水炉安全性研究は，殆んどζの分野の研究

κ

^{集中している。}

ζ』では，中ふ事故として典型ともいえるPCM(Power Cooling Mismatch)を対象

κ

，如何まる実験が行われているかを紹介する。もう一つの事故RI A ( React ivi ty Ini t iated Acci‑

1

05) ̲ .~96)

den t ) 1'1:つ仏ては，すで

t

て星，石川らによってまとめられているので， ζ』では触れてい左い。

またPCM実験の紹介K続いて， LOCA研究

κ

直接関係のある燃料の照射実験研究の現状をとb

主

とめるc

3 . 3 . 1 PCM

実験 3.3. 1

. 1

炉内PCM実験

PCM事故とは.

r

過出力

J

及びあるいは「冷却不全j を起因として，原子炉の「出力密度

J

と

「冷却能力」の平衡が〈ずれ，燃料が過熱されて破損.するような事故である。

107)

PCM事故のシークエンス及びそれに含昔れ¹る各種の現象を図261'1:示す。'との穫の事故はきわめて広範囲にわたって $‑.IJ. きわめて複雑である。

PCMが生じて燃料の冷却不全が生じた時，燃料が如何にふる

t

うかは冷却不全の程度Kよるの

‑76 ‑

J A B B I - M 6 9 2 5

Pump F a i t u r e

Loss of E l e c t r i c a l

Powjar

Foreign Material

drrz[

Loss of Flow Flow Blockage ^Cladding^Swelling

Enrichment Error

Xenon Instabillt)

Hot-Spot Generat:on

Malpositlonjed Control Rod

Power Shift

Undercoolir-4 Overpower

Power-Cooling Mismatch

CHF Exceeded

Cladding Melting

CHF Not Exceeded No Detrimental Effects

Plastic Rupture

Brittle

Fracture Detrimental Effects

Cladding F a i l u r e

P o s t u l a t e d PCM Accident Sequences.

Chemical (Zr+H,0 Reocftlon)

Cladding Co4]£Q£

Heat Transfer ^Coolant

Coolant Condition s Enthalpy Temperatu re Quality Void Frac tion flow Kate Proflfiura

Fuel Contact With Surrounding

B.aslc phenomena influencing a PCM accident.

326 ?cMmwL<z>i"?3.vxtmmmWi}

^m)

7 7

-•

Energy Source.1

政lergy Tr!lnsfer

Poatulated Failure Modes

Postulated Consequenc<js lnfluencin Failure Transport To adjacen Fuel Rods

JAERI‑M 6925

Postulated PCM Accident Sequences.

I

!

asic phenomena inf1uencing a PCM accident.

図26 PCM事故のシークエンスと関連事象附}

ドキュメント内 JAERI-M Si ~; d#'f3c teffl <9 t:ib<dmto%m %- 2 M m. m m m e * fi f ^ I % Si Japan Atomic Energy Research Institute (ページ 78-81)

0

・

図 25‑5

( F 町 ‑2

・ 仰 ・ 信

・

・

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