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EAGLE試験解析に基づく高速炉炉心損傷事故時の燃料集合体内部ダク卜壁の早期•高熱流束破損の発生機構に関する研究

机译:基于EAGLE试验分析的快速反应堆堆芯损伤事故中燃料束中燃料管壁早期和高通量失效机理的研究。

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摘要

日本原子力研究開発機構(JAEA:Japan Atomic Energy Agency)では,高速増殖炉サイクル実用化研究開発 (FaCTプロジェクト:Fast Reactor Cycle Technology Development Project)を推進している。ここでは,高速増 殖炉(FBR),再処理,燃料製造などに関するこれまでの研究開発により得られた知見や事故の経験等を踏まえ,幅広いFBRサイクル技術の中から技術選択肢の評価を行い,革新的な技術を取り入れつつ,競争力のある実用化候補概念の構築とその研究開発計画などの検討•策定を行つている。FaCTプロジェクトの中核的研究の1つは,将来の軽水炉に比肩し得る経済性を有するループ型ナトリウム冷却高速炉(JSFR~2):Japan Sodium-cooled Fast Reactor)の設計と安全性確保を実現するための技術開発である。%In the design of a Japanese sodium-cooled fast reactor (JSFR) , a design measure (fuel subassembly with an inner duct structure; FAIDUS) is considered to prevent severe recriticality events even in the case of core disruptive accidents by molten fuel ejection out of the core region through the duct equipped within the fuel subassembly. Confirming the principle effectiveness of such a design measure is important. In this study, the systematic heat transfer behavior in the ID1 test, which was conducted in the impulse graphite reactor (IGR) in Republic of Kazakhstan, was evaluated by applying a heat conduction code TAC2D and a reactor safety analysis code SIMMER-Ⅲ focusing on the clarification of heat transfer from a high-temperature mixture of molten fuel and steel to the duct. As a result, the duct failure caused by high heat flux from the mixture was identified as one of an important mechanisms of early duct failure in FAIDUS. It was also suggested from this study that the high heat flux from the mixture is caused by the direct contact of molten steel in the absence of fuel crust on the duct wall. Based on these findings, it is judged that the mechanism of early duct failure with high heat flux obtained in the ID1 test satisfies the required condition for FAIDUS, i.e., the inner duct of FAIDUS should fail at an early phase of core disruptive accident in advance of wrapper tube failure so that the produced molten fuel can escape from the core region, which supports the feasibility of the FAIDUS concept.
机译:日本原子能机构(JAEA)正在促进快堆技术开发项目(FaCT项目)。在此,根据以前的快速增殖反应堆(FBR),后处理,燃料生产等方面的研发知识,以及事故的经验等,从广泛的FBR循环技术中评估技术选择。在整合创新技术的同时,我们正在构建具有实际竞争力的候选概念,并研究和制定其研发计划。 FaCT项目的核心研究之一是实现环型钠冷快堆(JSFR〜2)的设计和安全保证:日本钠冷快堆,其经济效率可与未来的轻水反应堆相媲美。技术开发%在日本钠冷快堆(JSFR)的设计中,即使在因熔融燃料喷出而造成堆芯破坏事故的情况下,也认为设计措施(具有内部管道结构的燃料组件; FAIDUS)被认为可以防止严重的重临界事件。确认这种设计措施的原则有效性很重要。在这项研究中,在脉冲石墨反应堆(IGR)中进行的ID1测试中的系统传热行为。在哈萨克斯坦共和国,通过应用热传导代码TAC2D和反应堆安全分析代码SIMMER-Ⅲ进行了评估,重点是澄清从熔融燃料和钢的高温混合物到管道的热传递。混合物中高热通量引起的管道故障被认为是FAIDUS早期管道故障的重要机制之一,该研究还表明,高热量根据这些发现,可以判断出ID1测试中获得的具有高热通量的早期管道故障的机理满足了混合物的勒克斯,这是由于在管道壁上没有燃料结皮的情况下钢水的直接接触引起的。 FAIDUS的必要条件,即FAIDUS的内导管应在包皮管失效之前的堆芯破坏事故的早期阶段发生故障,以便产生的熔融燃料能够从堆芯区域逸出,这支持了FAIDUS概念的可行性。

著录项

  • 来源
    《日本原子力学会和文論文誌》 |2013年第1期|50-66|共17页
  • 作者单位

    東京工業大学大学院 理工学研究科原子核工学専攻,(独)日本原子力研究開発機構 次世代原子力システム研究開発部門;

    東京工業大学大学院 理工学研究科原子核工学専攻;

    (独)日本原子力研究開発機構 次世代原子力システム研究開発部門;

    東京工業大学大学院 理工学研究科原子核工学専攻,イタリア国立ミラノ工科大学;

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