Behavior of high burnup fuels under RIA and LOCA conditions

高燃焼度燃料の反応度事故及び冷却材喪失事故時挙動

中村 武彦 ; 更田 豊志; 永瀬 文久 ; 杉山 智之 

Nakamura, Takehiko; Fuketa, Toyoshi; Nagase, Fumihisa; Sugiyama, Tomoyuki

本論文では日本原子力研究開発機構(JAEA)で行った高燃焼度燃料の反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)における燃料挙動試験の結果を示し、議論した。この研究は、原子炉安全性研究炉(NSRR)で行ったRIA模擬実験,燃料試験施設(RFEF)で行ったLOCA模擬試験及び被覆管の機械特性試験により構成される。PWRで使用された耐食性の高い新被覆管は炉内照射による酸化膜が薄く水素吸収が少なくなっており、NSRR実験で良い性能を示した。すなわち、ペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)による破損に対する裕度が、耐食性の向上により高まっていることが示された。最近のLOCA実験では、PWR燃料被覆管のLOCA時の破断しきい値は試験を行った燃焼度範囲では照射によって大きく低下することはないことが明らかになった。ただし、未照射の被覆管と同様の水素吸収量の増加に伴う破断しきい値の低下は見られた。

The paper describes and discusses results from an experimental program performed at Japan Atomic Energy Agency (JAEA) for high burnup fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA). The program is comprised of RIA-simulating experiments in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR), LOCA-simulating tests in Reactor Fuel Examination Facility (RFEF), and cladding mechanical tests. The results from recent NSRR experiments reflect the better performance of the new cladding materials in terms of corrosion, the thinner oxides and accordingly lower hydrogen content generated during irradiation in the PWR. It can be concluded that the improved corrosion resistance gives a larger safety margin against the PCMI (Pellet/Cladding Mechanical Interaction) failure. A recent LOCA test indicates that failure boundary is not reduced significantly by PWR irradiation in the examined burnup level. Hence, in the burnup level of the present study, differences were not significant between irradiated and unirradiated specimens in terms of threshold of fracture during quenching, although the fracture threshold is reduced as initial hydrogen concentration increases.