Failure and its mechanism of LWR and research reactor fuels

軽水炉及び研究炉燃料の破損とそのメカニズム

柳澤 和章

Yanagisawa, Kazuaki

軽水炉燃料はUOペレットを円筒状のジルカロイの鞘で被覆したものであるし、研究炉燃料はUAlx又はUSiを芯材とし、Al-Mg合金で板状に被覆したものである。(1)軽水炉燃料はノルウエーにあるハルデン炉(HBWR)で最大約20MWd/kgUまでベース照射しその後出力急昇試験に掛けてPCI破損の有無を確かめた。結果は、HBWR条件で得た破損しきい値よりもLWR条件で得た破損しきい値のほうが低かった。炉内実験データは燃料ふるまい計算コードFEMAXIに供給し、PCI破損応力とFPガス放出率(FGR)を求めた。(2)未照射又は照射済み軽水炉燃料をNSRRRにてパルス照射し、破損とそのメカニズムを調べた。未照射燃料は260cal/gfuelで破損し、溶融脆化が破損メカニズムである。照射済み燃料はPWRについて調べたが、118cal/gfuelで燃料は縦方向に一稜線沿いに大きく裂けた。大きなPCMI(ペレットー被覆管機械的相互作用)と過渡的FGR(核分裂ガス放出)の重畳がメカニズムとして考えられる。研究炉用シリサイド燃料は、溶融点以下において被覆を貫通する割れで破損した。これは燃料板上に生じた局所的な不均一温度分布により発生するクェンチ時の引張応力がメカニズムである。

A LWR fuel consisted of UO pellet with zircaloy cladding and a research reactor fuel consisted of UAlx or USi fuel cores with Al Mg alloy. (1) LWR fuels were irradiated at the HBWR up to burnup of 20 MWd/kgU and power ramped to have the PCI failure. The failure threshold of LWR was lower than that of HBWR. The incore data was used for obtaining the hoop stress and FGR run by the computer code FEMAXI. (2) Fresh or preirradiated LWR fuels were pulse irradiated at the NSRR. For the fresh fuel, a failure occurred at 260 cal/g fuel with cladding melt brittle mechanism. For the preirradiated PWR fuel, a cladding split along one generatrix occurred at 118 cal/g fuel. The failure mechanism is the strong PCMI combined with the transient FGR. (3) Research reactor fuels failed by the through plate cracking or cladding melt. A failure mechanism for the former was a tensile stress caused by a local uneven temperature profile during a quench.