JOPSS:検索結果一覧

論文

Development of fission gas release model for MOX fuel pellets with treatment of heterogeneous microstructure

田崎雄大; 宇田川豊; 天谷政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.382 - 394, 2022/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2021.1973924

被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

This study develops a new fission gas release (FGR) model for mixed oxide (MOX) fuels with a fundamentally heterogeneous microstructure. The model adopted in FEMAXI-8 was applied to irradiation Instrumented Fuel Assembly (IFA)-626 and 702 tests in which two types of MOX fuels had different heterogeneity in their microstructure, while the other spec were similar. Upon analyzing these fuels, the original FGR model predicted lower FGR from the fuel with a remarkably heterogeneous microstructure than the other MOX fuel. This estimation contradicts the experimental observation. However, the new FGR model improved the consistency because of the early release of fission gas from Pu agglomerate region, and showed issues for aiming further improvement. Therefore, the above results confirmed a certain validity of the developed model for studying heterogeneity effect.

論文

使用済燃料直接処分における放射性核種の瞬時放出率設定手法の構築

北村暁; 赤堀邦晃; 長田正信*

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(2), p.83 - 93, 2020/12

https://doi.org/10.3327/jnuce.27.2_83

使用済燃料を再処理せず深地層中に処分(直接処分)した場合、放射性核種の放出挙動はガラス固化体の地層処分とは異なると考えられる。本論文では、直接処分における核種の放出挙動評価のひとつである瞬時放出率(IRF)の設定手法を構築した。IRFの設定にあたっては、諸外国の安全評価報告書等など最新の文献情報を参考に、瞬時放出挙動を、核分裂生成ガス放出率(FGR)に比例するものと一定値をとるものとに分類した。FGRについては、わが国の使用済燃料に対して取得されたデータを収集した上で、燃料挙動計算コードFEMAXIを使用して推奨値と最大値を算出した。また、算出したFGRや既往のIRF実測値を用いて、わが国の加圧水型原子炉(PWR)使用済燃料におけるIRFの推奨値と最大値を推定した。推定した推奨値を既往の文献値と比較したところ、概ね諸外国の設定値と同程度であることが確認された。

論文

Improvement of fission gas analyzer

上原寛之; 小椋数馬; 宇佐美浩二; 二瓶康夫; 仲田祐仁

Proceedings of 52nd Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling Working Group (HOTLAB 2015) (Internet), 5 Pages, 2015/09

RIA時のガス放出挙動を評価するため、GCのソフト及びハード両面からの改良を行った。ハードにおける改良として、PDDを用いることでTCDに対して50倍の感度での検出が可能となった。ソフトにおける改良では、オーバーラップしたKrとN $_{2}$ のピークに対してETG関数を用いた解析により測定条件の変更を供わずに、Krの評価が可能となった。

報告書

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-V (Ver.1);詳細構造とユーザーズマニュアル

鈴木元衛; 上塚寛

JAERI-Data/Code 99-046, p.261 - 0, 1999/11

JAERI-Data-Code-99-046.pdf:10.25MB

FEMAXI-Vは、軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-IV(Ver.2) と高燃焼燃料解析コードEXBURN-Iを統合し、多くの機能の追加・改良を実施したバージョンである。本報告は、FEMAXI-Vの設計、基本理論と構造、モデルと数値解法、改良と拡張、採用した物性値を詳述したものである。本コードの有効かつ広範な利用を可能とするため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

報告書

Fission gas release from rock-like fuels, PuO $_{2}$ -ZrO $_{2}$ (Y){or ThO $_{2}$ }-Al $_{2}$ O $_{3}$ -MgO at burn-up of 20 MWd/kg

柳澤和章; 大道敏彦; 金澤浩之; 天野英俊; 山原武

JAERI-Research 97-085, 31 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-085.pdf:2.38MB

2種類の燃料を製造した。一つは20w/oPuO $_{2}$ にThO $_{2}$ -Al $_{2}$ O $_{3}$ -MgAl $_{2}$ O $_{4}$ を混ぜたものであり、もう一つは23w/oPuO $_{2}$ にZrO $_{2}$ (Y)-Al $_{2}$ O $_{3}$ -MgAl $_{2}$ O $_{4}$ を混ぜたものであり、燃料の形態として外径3mm肉厚1mmのディスク[円板]状を採用した。この2種類の燃料につき、通常運転下での燃料ふるまいを研究する目的で試験研究炉(JRR-3M)を用い平均燃焼度20MWd/kg(最高27MWd/kg)まで照射を実施した。照射後試験にて以下の事柄を見出した。(1)低い照射温度(1000 $^{circ}$ C)にも拘わらず、著しい割合のFPガス放出(FGR)が起こっており、燃料の微細組織を研究した結果、FPガスが燃料マトリックスから開気孔を通じて直接ギャップ空間に放出されたと考えられた。(2)セシウム(Cs)が燃料マトリックスからプレナム領域まで移行していた。その量は、生成量の約20%程度である。この原因の一つは、使用した円板型燃料の半径方向温度分布がわずかであるが一定でなかったためであり、もう一つは製造段階からこの燃料はセシウム保持能力が弱かったためであろうと考えられる。

論文

Pellet-cladding mechanical interaction of PWR fuel rod under rapid power transient

柳澤和章; 片西昌司; 藤城俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.671 - 676, 1994/07

https://doi.org/10.3327/jnst.31.671

被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

出力過渡実験(燃料棒出力を4kW/mから32kW/mまで3kW/msで急昇)を実施し、以下の知見を得た。長手方向の燃料棒伸び歪みで評価したペレット-被覆管の力学的相互作用(PCMI)は、ベース照射済PWR燃料で0.07%であり、未照射PWR燃料で0.08%であった。観察された歪みの大きさは、スウェーデンのTRANS RAMPII実験での破損燃料の歪みと同程度であった。それにも拘らず本実験で燃料破損が生じなかった主たる理由は、線出力密度の増加途中から著しくなった緩和によるPCMIの急激な低下が原因であったと判断される。PWR燃料棒に発生したPCMIが、出力保持中ではなく過渡出力増加中に緩和によって減少する現象は本実験を通じて初めてみつけられた事象であり、燃料破損防止対策上極めて有用なものである。

論文

軽水炉燃料の過渡ふるまい

柳澤和章

第8回「核燃料・夏期セミナー」講義テキスト, 38 Pages, 1993/00

日本原子力学会・核燃料部会では年1回の割合で、核燃料に関する夏期セミナーを開催しており、1993年は青森県十和田湖町焼山にて第8回のセミナーが開催された。本報は、第Iセッション「燃料ふるまいの基礎」の第3講演にて、「軽水炉燃料の過渡ふるまい」について講演が行なわれた。講演内容は、(1)出力上昇・出力急昇および負荷追従時の燃料過渡ふるまい(原研ハルデン実験を中心に)、(2)PWR二次系配管破断時の燃料過渡ふるまい(NSRR過渡実験)、及び(3)反応度事故時の燃料過渡ふるまい、よりなっている。そのなかでは、特に過渡時のFPガス放出ふるまいとその放出メカニズム及びペレット-被覆管間の相互作用(PCI)が話題の中心となっている。

報告書

PWR型高燃焼度燃料棒に関するFPガス放出率の非破壊測定に関する研究

柳澤和章; 宮西秀至; 喜多川勇; 飯田省三; 伊藤忠春; 天野英俊

JAERI-M 91-202, 33 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-202.pdf:1.27MB

PWR型燃料棒のガスプレナム部に蓄積された $^{85}$ Kr(半減期10.76y)のガンマ線放射能強度を測定することにより、非破壊的に、Xe+KrFPガスの放出率(FGR)を推定する方法を実験的に研究した。実験結果によれば、Xe+Krの放出率FGR(%)は、 $^{85}$ Krに関する測定線放射能強度をC(counts/h)、燃料棒プレナム容積をVfとすれば、FGR(%)=0.28c/Vf(counts/h・min)又はFGR(%)=0.07C(counts/h)で与えられる。本実験では、NSRRでパルス照射した燃焼度42MWd/kgUまでのPWR型短尺燃料棒を用いて行ったものであり、その過渡変化による放出率は0.6%から12%まであった。また、 $^{85}$ Krを用いたFGRの推定精度は、30%以内である。

報告書

水炉燃料のふるまい

柳澤和章

JAERI-M 90-120, 320 Pages, 1990/08

JAERI-M-90-120.pdf:12.75MB

最近の燃料について、過去20年間近くのデータベースに基づいて、炉内ふるまいを中心にした総説を試みた。燃料として(1)発電用軽水炉のUO $_{2}$ -ジルカロイ被覆燃料、(2)プルサーマル炉心及びATR用の(PuO $_{2}$ -UO $_{2}$ )-ジルカロイ被覆燃料及び研究炉用のアルミナイドシリサイド燃料を主に対象とした。第1章及び第2章では、これらの物理化学的な性質と製造技術について、第3章では、通常運転下での照射特性、炉内ふるまい及び過去に於いて発生した燃料の不具合とその防止対象等について、また燃料の高燃焼度化や負荷追従運転を目途としてR&Dがなされている種々の燃料性能の改良努力の現状について、とりあげた。第4章では、過去に発生した原子炉事故について紹介し、原研の安全性研究の一環として成されて来たRIA、PCM及びLOCA時の燃料ふるまいや安全審査時の判断基準データ等について概述した。

口頭

Preliminary analysis on fission gas release of MOX fuel in consideration of the heterogeneous structure

田崎雄大

no journal, ,

軽水炉で用いられる燃料棒の内部では、核分裂に伴いFPガスがペレットからある割合で放出され、密閉された燃料棒の内圧を上昇させる。この圧力上昇が過度になると被覆管の破損に繋がる可能性があることから、燃料の設計や安全評価においてはFPガス放出率を評価することが重要である。そのため、原子力機構ではFPガス放出率を含めた軽水炉燃料棒のふるまいを評価するために、燃料ふるまい解析コードFEMAXIを開発している。しかしながら、MOX燃料のような製造方法によって微細組織の非均質性に違いが出る燃料を解析対象とする場合、FEMAXIの持つFPガス放出モデリングは1種類の結晶粒しか用意していないため、この違いを考慮した解析ができない。MOX燃料のFPガス放出メカニズムを実験結果に基づきFEMAXIで詳細に調べるためには、この違いを考慮したFPガス放出モデルの改良が必要である。この研究では、プルトニウム組成の異なる2種類の結晶粒を設け、それぞれから放出されるFPガスをこれらの結晶組織が占める体積割合で加重平均するモデルを考えた。そして、ペレット内結晶組織の均質性に違いがある2つのMOX燃料の試験炉照射試験結果について、改良モデルを使用したケースと使用しなかったケースを解析・比較したところ、実験結果に見られる傾向と定性的な一致が見られ、今回導入したモデルの考え方が妥当であることが分かった。

発表形式

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