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Mohamad, A. B.; 宇田川 豊
Nuclear Technology, 210(2), p.245 - 260, 2024/02
被引用回数：1 パーセンタイル：68.31(Nuclear Science & Technology)In the Power to Melt and Maneuverability (P2M) project, a simulation exercise on two past power ramp experiments xM3 on medium burn-up rod and HBC4 on high burn-up rod were performed with the fuel performance code FEMAXI-8 to investigate the fuel behavior under high power and high-temperature conditions toward centerline fuel melting. In order to treat fuel melting, empirical melting temperature models have been incorporated into the FEMAXI-8 code. The present analysis gave reasonable predictions not only on cladding deformation but also on the fuel melting behavior of the HBC4 rod, in which the UO
liquidus temperature was reached during the transient. On the other hand, model improvement appeared to be needed for a more accurate treatment of fuel melting behavior of the xM3 rod, in which fuel center temperature reached solidus line, whereas may not reached liquidus line. A reasonable agreement of estimated FGR with the measurement suggested that the high temperature FGR at the given conditions are essentially temperature dependent phenomenon: rate-limited primarily by thermally activated elementary processes such as fission gas diffusion.
谷口 良徳; 三原 武; 垣内 一雄; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 195, p.110144_1 - 110144_11, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)A reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test CN-1 on a high-burnup 64 GWd/t mixed-oxide fuel rod sheathed with M5
cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor, resulting in fuel failure. A small opening with slight ballooning deformation characterized the post-test visual appearance of the test fuel rod. Simulation using fuel performance codes FEMAXI-8/RANNS predicted rod survival under early phase loading induced by pellet-cladding mechanical interaction and subsequent boiling transition, and the cladding surface temperature measured online confirmed the occurrence of boiling transition. The experimental observation and simulation indicate that the failure was caused by a high-temperature rupture following increased rod-internal pressure. The RANNS sensitivity analysis revealed that a mechanical state parameter dedicated to predicting plastic instability might be an effective index for evaluating the risk of rupture failure during RIAs.
Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Dyussambayev, D.*; Askerbekov, S.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受; 坂場 成昭
Nuclear Engineering and Technology, 54(8), p.2792 - 2800, 2022/08
被引用回数：7 パーセンタイル：90.45(Nuclear Science & Technology)In the core of the WWR-K reactor, a long-term irradiation of tri-structural isotopic (TRISO)-coated fuel particles (CFPs) with a UO kernel was carried out under normal operating conditions of the high-temperature gas-cooled reactor (HTGR). This TRISO fuel was attained at the temperature of 950 to 1,100 
C, and the uranium burnup of 9.9% FIMA (fission per initial metal atom) during the irradiation. The release of the gaseous fission product from the fuel was measured in-pile, and its release-to-birth (R/B) ratio was evaluated using the model developed in the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) project. After the irradiation test, fuel compacts were subjected to electric dissociation and nondestructive inspections such as X-ray radiography and gamma spectrometry. Finally, it was concluded that integrity of the TRISO fuel irradiated at approximately 9.9% FIMA was demonstrated, and a low fuel failure fraction and a low R/B measured with krypton-88 indicated good performance and reliability of the high burnup TRISO fuel.
宇田川 豊; 田崎 雄大
JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07
JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。
宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹
JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01
JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。
中田 哲夫*; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.478 - 489, 2003/12
GTHTR300は、熱出力600MWtの安全性の高いブロック型高温ガス炉と約46%の高い熱効率を持つガスタービンシステムを組み合わせた簡素で経済性に優れた発電システムである。本報告では、核熱流動設計の特長と最新の成果を報告する。GTHTR300の炉心は、高性能燃料の適用とサンドイッチシャッフリング燃料交換方式の採用を通じて、わずか1種類の燃料のみで、(1)取り出し平均燃焼度12万MWd/t,(2)燃料炉内滞在時間1460日で稼働率90%以上、など厳しい所期の目標をすべて満足できた。これにより高性能で経済性の高い炉心を構成できることが確認できた。さらに制御棒操作方法を改善して、同一スタンドパイプ内にある制御棒1対の引き抜き価値を0.2%
k以下に抑え、最高出力密度をほぼ13W/cm
以下、燃料最高温度1400C以下として安全裕度の増加に寄与できることを確認した。
鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
JAERI-Data/Code 97-046, 210 Pages, 1997/11
JAERI-Data-Code-97-046.pdf:5.41MB
軽水炉燃料の高燃焼度領域における通常時及び過渡時のふるまいを解析する計算コードEXBURN-Iを開発した。高燃焼領域では、ペレット熱伝導率低下、被覆管の水側腐食、燃料棒発熱分布の変化などが大きくなり、燃料棒のふるまいにかなりの程度影響を及ぼす。こうした現象を解析するため、FEMAXI-IVをベースとしつつ改良を施し、ペレット熱伝導率変化、FPガス放出率の燃焼履歴依存変化、被覆管酸化膜成長などの新たなモデルを組み入れた。本報告は、コードの全体構造とモデル及び物性値の説明を詳細に行い、また詳細な入力マニュアル、サンプル入出力などを添えたものである。
柳澤 和章; 藤城 俊夫
Proc. of the 4th Int. Symp. on Advanced Nuclear Energy Research (JAERI-CONF 1/JAERI-M 92-207), p.509 - 516, 1992/12
過去20年間、軽水炉燃料の被覆材として、Zrを主成分とするジルカロイ合金(Zr-Sn-Fp-Ni-Cr)が使用されて来た。現行商用炉では、核燃料サイクルの観点から、燃料棒の高燃焼度化が推進されているが、FP封じ込めの安全等しバリヤとしてのジルカロイ合金には健全性の観点から様々の検証が必要とされている。原子炉安全性研究炉(NSRR)では、反応度事故の観点から、高燃焼度PWR燃料に過渡出力変化をかけ、その状況下での性能を評価する研究が進められている。本論文は、燃料棒平均燃焼度で41MWd/1kgUまで照射されたPWR型燃料棒をとりあげ、発電炉供用中の燃料ふるまい及びNSRRでパルス照射したときの過渡ふるまいについて研究した結果を報告するものである。なかでも、被覆材の過渡時における機械的特性に主眼を置き、破損しきい値等の観点から計算コードFPRETAINの検証も実施された。
宮本 喜晟; 鈴木 邦彦; 日野 竜太郎; 高瀬 和之; 稲垣 嘉之; 井岡 郁夫
Nucl. Eng. Des., 120, p.435 - 445, 1990/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.32(Nuclear Science & Technology)大型構造機器実証試験ループ(HENDEL)は高温工学試験研究炉(HTTR)の大型機器を実証するために建設し、運転されている。HENDELのT
試験部はHTTRの燃料体スタッフを模擬し、その伝熱流動特性データを取るためのものである。軸方向に一様、指数、COSの熱流束分布をつけて1000Cの高温試験を行った。試験結果は熱流束分布と熱流束の大きさによらず、前に提案した実験式に一致していることを示している。一方、HTTRの炉床部の特性を実証するために、T試験部もHENDELに設置されている。今までの試験から炉床部が所定の性能を有していることを示している。混合特性では、高温のヘリウムガスが高温プレナムに流れる場所で混合が始まり、高温出口管の下流部で完全に混合されることが明らかになった。また、シール特性では4000時間後の漏れ量が変化しないこと、さらに、金属構造物の温度が500C以下であることが明らかになった。
河村 弘; 安藤 弘栄
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(12), p.1045 - 1054, 1987/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)燃料棒設計パラメータの熱的照射挙動に与える影響を調べるため、材料試験炉(JMTR)の水ループOWL-1を用いて、計装付き燃料棒による燃料中心温度測定実験を行なった。2種類の高性能燃料棒(Cuバリヤ付き燃料棒とZrウィナー付き燃料棒)及び現行の8
8型BWR用標準燃料棒からなる本バンドル集合体を照射試料とした。本研究では、燃料中心温度挙動に着目して、標準燃料棒と高性能燃料棒及び2種類の高性能燃料棒間に差違が生じるか否かを調べた。その結果、3本の燃料棒について有意な差違が観察され、そして、燃料棒の被覆管内面あらさがこれらの差違に重要な効果を与えていることが明らかになった。
C小川 徹; 福田 幸朔
Nucl.Eng.Des., 92, p.15 - 26, 1986/00
被引用回数：6 パーセンタイル：58.99(Nuclear Science & Technology)抄録なし
Mohamad, A. B.; 宇田川 豊; 根本 義之; 山下 真一郎
no journal, ,
This work investigated the impact of fuel burnup on the fuel performance behavior by comparing the analytical results. The fuel performance behaviors were studied by using a fuel performance tool FEMAXI-8, which was established by JAEA. The simulation had been calculated under steady state as well as transient conditions: base and ramp irradiations. The melted radius was estimated from the interpolation of pellet center temperature and melting temperature of UO. The estimated melted radius of the HBC4 sample (burnup: 48 GWd/tU) was corresponded to the PIE data. However, for the XM3 sample (burnup: 27 GWd/tU), the estimated melted radius was underestimated than PIE values. It is expected that the fuel start to melt when the fuel center temperature was exceeded the melting temperature of UO. Even though further improvement seems to be required, our works revealed that FEMAXI-8 can reproduce well the experimental data of transient. The authors will discuss necessary improvement of the code, and influence of burnup level in the workshop.
