電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

U89044

タイトル(和文)

可燃性の中性子遮蔽材を有する放射性物質輸送容器の耐火解析手法の開発

タイトル(英文)

DEVELOPMENT OF THERMAL ANALYSIS METHOD FOR REDIOACTIVE MATERIAL PACKAGINGS WITH COMBUSTIBLE NEUTRON SHIELDING MATERIALS AROUND THE OUTER SURFACE

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

使用済燃料等の高レベル放射性物質を輸送する容器には,外面を中性子遮蔽材としてレンジ,シリコンゴム等の高分子材料により被覆されているものがある。これらの中性子遮蔽材は火災時などの高温条件下で可燃性のガスを発生しながら燃焼するため,輸送容器表面の放熱フィン及び容器本体への入熱量が可燃物がない場合に比較して増加する。本研究は,既住の研究で定量的な評価が十分に行われていなかった中性子遮蔽材の炭化過程における熱特性の変化ならびに燃焼現象を解析に取入れ,輸送容器の耐火性能評価の精度を向上させることを目的に行ったものである。すなわち,本報告書は,中性子遮蔽材の熱分析試験,熱特性試験及び輸送容器への入熱現象を把握するための部分モデル試験を高温度条件下で行い,燃焼に伴い入熱量が増加する効果を表すために熱流束の概念を導入した耐火性能評価手法の適用性及び妥当性について取纏めたものである。

概要 (英文)

THE PRESENT PAPER DESCRIBES THE ACCURACY OF EVALUATING THE THERMAL PERFORMANCE OF PACKAGINGS BY INCLUDING THE CHANGE IN THE THERMAL PROPERTIES OF NEUTRON SHIELDING MATERIALS DURING CARBONIZATION AND COMBUSTION IN THE ANALYSIS. THE PRIMARY RESULTS ARE AS FOLLOWS: 1. THERMAL PROPERTY TESTS ON A RESIN THAT IS USED IN T-TYPE PWR SPENT-FUEL TRANSPORT CASKS SHOWED THAT THE RESIN HAS AN EXOTHERMIC PEAK NEAR 450 DEGREE OWING TO OXIDIZATION AND AN ENDOTHERMIC PEAK NEAR 330 DEGREE C OWING TO THORMAL DECOMPOSITION OF THE ALUMINUM HYDROXIDE. IT CAN THEREFORE BE CONSIDERED THAT THE RESIN IS NONCOMBUSTIBLE FROM 20 DEGREE TO ABOUT 330 DEGREE. 2. A COMBUSTION TEST USING THE RESIN SPECIMEN SHOWED THAT THE THERMAL DIFFUSION RATIO AT CARBONIZATION IS ALMOST CONSTANT (0.09 SQUARE MM/S) FROM 20 DEGREE TO ABOUT 450 DEGREE,BUT FROM ABOUT 500 DEGREE C,THIS RATIO INCREASES BY UP TO ABOUT 3 TIMES DUE TO CARBONIZATION CAUSED BY COMBUSTION. 3. THE EFFECT OF AN INCREASE IN THE HEATINPUT TO THE FIN AND PACKAGING BODY BY COMBUSTION OF THE NEUTRON SHIELDING MATHERIALS CAN BE EVALUATED BY A NEWLY-DEVELOPED HEAT-FLUX METHOD BASED ON THE RESULTS OF THE PARTIAL MODEL TEST AND ANALYSIS OF A SIMILAR RESIN FOR THE 50-TON CLASS SHIPPING CASKS. THEREFORE,THE TEMPERATURE OF PACKAGINGS WITH OTHER COMBUSTIBLE NEUTRON SHIELDING MATERIALS HAVINGVARIOUS CALORIFIC VALUES CAN BE EXPRESSED BY NUMERICAL CALCULATIONS USING THE HEAT-FLUX METHOD.

報告書年度

1989

発行年月

1989/12

報告者

担当氏名所属

山川 秀次

我孫子研究所原燃サイクル部輸送・貯蔵研究室

小林 精一

我孫子研究所原燃サイクル部

江刺 靖行

我孫子研究所

大沼 博志

我孫子研究所耐震構造部材料研究室

阿部 博俊

原子力総合推進室原燃サイクルグループ

キーワード

和文英文
耐火試験 THERMAL TEST
中性子遮蔽材 NEUTRON SHIELDING MATERIALS
熱解析 THERMAL ANALYSIS
輸送容器 DACKAGING
熱流束 HEAT FLUX
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