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Behavior of uranium-zirconium hydride fuel under reactivity initiated accident conditions

反応度事故条件下におけるウラン水素化物ジルコニウム燃料の挙動

笹島 栄夫 ; 杉山 智之 ; 中村 武彦 ; 更田 豊志; 上塚 寛

Sasajima, Hideo; Sugiyama, Tomoyuki; Nakamura, Takehiko; Fuketa, Toyoshi; Uetsuka, Hiroshi

TRIGA炉燃料として世界的に使用されているウラン水素化物ジルコニウム燃料(U-ZrHx)について、事故条件下での燃料挙動データを得ることを目的とし、NSRR実験を行った。これまでに5回のパルス実験をピーク燃料エンタルピ187$$sim$$483J/gの範囲で実施した。483J/gの実験で被覆管表面最高温度は約840Kに達した。被覆管表面温度は、パルス出力とともに急激に高くなり、187J/g以上の実験でDNBが生じた。DNBは、UO$$_{2}$$燃料棒を用いたNSRR実験と比べ、より低い燃料エンタルピで生じていた。燃料棒内圧は最高1MPaまで上昇した。これは、燃料から解離した水素の放出を示唆している。予備解析によると、480J/gの燃料エンタルピで、平均温度は約1300Kであり、過渡加熱条件での水素の解離圧は平衡圧に比べ十分小さい結果となった。U-ZrHx燃料ではペレットと被覆管のギャップが小さいため、比較的低いエンタルピからペレット/被覆管機械的相互作用による被覆管変形が生じ、過渡変形が最高約3%に達した。試験燃料棒は、これまでの実験範囲では破損は生じず、また337J/g以下の実験では、燃料溶融及びマイクロクラックの発生等の燃料ペレットミクロ組織の変化は観察されていない。

Uranium-zirconium hydride (U-ZrHx) fuel has been widely utilized in the world as TRIGA reactor fuel. In order to obtain the fuel performance data under accident conditions and to enhance accountability of the safety assessment of the reactors using the fuel, irradiation tests under power burst type accident conditions have been conducted in the NSRR. Five pulse irradiation tests have been performed at peak fuel enthalpies ranging from 187 J/g to 483 J/g. Cladding surface temperature increased rapidly at the pulse and DNB occurred in peak fuel enthalpy over 187 J/g in the tests. The DNB occurred at lower fuel enthalpy in the U-ZrH1.6 fuel than in the UO$$_{2}$$ fuel rods. The rod internal pressure rose up to as high as 1MPa in the transient heating tests, suggesting considerable release of the hydrogen decomposed from the fuel. The peak pressure was lower than equilibrium hydrogen pressure of 1.5MPa at the peak temperature, suggesting the transient effect. Considerable PCMI was observed in the tests, through cladding elongation up to 3.3 mm synchronized to the pellet stack deformation.

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