2022年春の年会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術

[2J05-08] シビアアクシデント3

2022年3月17日(木) 14:45 〜 16:00 J会場

座長:大塚 哲平 (近大)

15:30 〜 15:45

[2J08] PWRにおける冷却材喪失事故(LOCA)後の燃料耐震評価に係る検討

フルサイズ燃料グリッド向けLOCA模擬高温酸化装置の製作

*小宮山 大輔1、佐藤 大樹1、尾家 隆司2、多治見 真孝2、小方 宏一3、大和 正明4、村上 望4 (1. 三菱原子燃料、2. 関西電力、3. NDC、4. MHI)

キーワード:LOCA、冷却性、耐震強度、グリッド、酸化

LOCA後の地震に対する燃料の冷却機能維持を検討するにあたり、LOCA時の高温水蒸気雰囲気を経験したグリッドの機械的特性が必要となる。グリッドの機械的特性を取得するためにはフルサイズグリッドでの衝撃試験が必要である。LOCAを模擬した高温水蒸気雰囲気を経験したフルサイズグリッドを製作するため、フルサイズグリッドに対し高温酸化を施す試験装置を製作し、その性能を確認した。