一般社団法人　日本原子力学会　標準委員会
Standards Committee, Atomic Energy Society of Japan

１．標準名称

名称

BWRにおける過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評価基準（案）

２．概要

軽水炉の炉心は，燃料健全性を確保するために，原子炉施設の寿命期間中に1回以上発生する可能性があると考えられる事象，いわゆる"運転時の異常な過渡変化"においても，燃料集合体内で沸騰遷移を起こさず，熱伝達の低下による燃料被覆管温度の過大な上昇を回避する設計としています。
しかしながら，沸騰水型原子力発電プラント（BWR）の運転時の異常な過渡変化では，事象発生後ごく短時間で原子炉スクラムに至るものや原子炉冷却材中のボイド率の増加によって原子炉出力が抑制される事象があり，近年の研究によって燃料集合体内で一時的に沸騰遷移に至っても，燃料被覆管温度の上昇は小さく，燃料健全性を脅かすものにはならないという知見が蓄積されるとともに，沸騰遷移後の燃料被覆管温度を適切に評価する手法も開発されています。
この標準は，これまでに得られた上記のような知見に基づき，BWRにおいて過渡的な沸騰遷移が発生する事象の燃料健全性，及び過渡的な沸騰遷移を経験した燃料集合体の再使用の可否を評価するためのものです。
この標準を適用することによって，過渡的な沸騰遷移が発生する事象の燃料健全性を合理的に判断できるだけでなく，万一，燃料集合体内で沸騰遷移に至るような事象が発生した場合においても，燃料集合体の再使用の判断が可能となり，燃料設計及び運転の裕度が合理的に拡大されることが期待されます。

主な内容は以下の通りです。

適用範囲，定義，判断基準，沸騰遷移後の燃料被覆管温度の評価，附属書（沸騰遷移後の燃料被覆管温度の評価，サブチャンネル解析による沸騰遷移後の液膜進展挙動評価，本基準を安全評価に適用する場合の考え方と適用例），解説

３．ご意見の受付

意見受付開始日

２００２年 ８月　１日（木）

意見受付終了日

２００２年 ９月３０日（金）

４．お問合せ先，ご意見提出先

一般社団法人　日本原子力学会　事務局　標準委員会担当

所在地：〒105-0004東京都港区新橋2-3-7　新橋第二中ビル３Ｆ

E-mail：sc@aesj.or.jp
Tel：03-3508-1263　Fax：03-3581-6128

５．提出方法及び留意事項 ・提出方法：

ご意見は文書（日本語）で郵送，FAX又は電子メールにて「４．」の「ご意見提出先」ご提出下さい（様式は任意）。
なお，冒頭に氏名，連絡先（住所，電話番号，FAX番号又は電子メールアドレス）及び所属（会社名，団体名等）を必ず明記していただくとともに，ご意見が原案のどの箇所に対応するかを明らかにして下さいますよう，お願い申し上げます。
いただいたご意見は，原則として氏名を付けて公開させていただきます。
その際，ご意見中に，個人に関する情報であって特定の個人が識別され得る記述がある場合及び法人等の財産権等を害する恐れがある場合には，該当場所を伏せさせていただく場合があります。

６．標準案の閲覧

現在公開しておりません。

７．ご意見とその対応

１名の方から４件のご意見を頂きました(PDF119KB)