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Results from simulated LOCA experiments with high burnup PWR fuel claddings

高燃焼度PWR燃料被覆管に対するLOCA模擬試験の結果

永瀬 文久; 更田 豊志

Nagase, Fumihisa; Fuketa, Toyoshi

原研は、さらなる燃焼度延伸がLOCA時の燃料挙動に及ぼす影響を評価するために必要なデータを取得することを目的に、系統的な研究計画を進めている。その計画の一環として、LOCA時に起こる全過程を模擬した総合的な試験を、PWRにおいて39$$sim$$44GWd/tまで照射したジルカロイ-4被覆管に対して実施した。30%ECRまで酸化した被覆管は、急冷時に破断した。この破断は、同等の水素濃度を有する未照射被覆管の破断クライテリア(約25%ECR)に合致する。約16及び18%ECRまで酸化した2本の被覆管は急冷時に破断しなかったことから、調べた燃焼度範囲では、照射によって著しく破断限界が低下することはないと考えられる。本報告では、酸化速度や破裂挙動も含め、試験の結果を報告する。

A systematic research program is being conducted at the Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI), which aims at a wide range database for evaluating the influence of further burnup extension on fuel behavior under LOCA conditions. As a part of the program, integral thermal shock tests simulating the whole LOCA sequence have been conducted with Zircaloy-4 fuel claddings, irradiated to 39 and 44GWd/t at a PWR. One cladding, oxidized to about 30% ECR, fractured during the quench. The fracture condition agrees with the fracture criteria for non-irradiated claddings that have similar hydrogen concentrations (about 25% ECR). Two claddings, oxidized to about 16 and 18% ECR, survived the quench, indicating that fracture/non-fracture boundary is not reduced so significantly by irradiation for the examined burnup range. The present paper describes information obtained from the tests including oxidation kinetics and rupture behavior.

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