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Failure behavior of LWR fuel cladding under accident conditions; Key observations from fuel safety research program at JAEA

事故条件における軽水炉燃料被覆管の破損挙動; 原子力機構での燃料安全研究計画で得た主な知見

永瀬 文久; 杉山 智之; 天谷 政樹; 宇田川 豊; 福田 拓司; 三原 武

Nagase, Fumihisa; Sugiyama, Tomoyuki; Amaya, Masaki; Udagawa, Yutaka; Fukuda, Takuji; Mihara, Takeshi

原子力機構は、軽水炉におけるRIA及びLOCA時の高燃焼度燃料挙動に関する研究計画を進めている。RIA時にはペレットと機械的に相互作用した被覆管が破損し、破損限界は燃焼度とともに低下する。NSRRを用いて破損限界に関する知見を蓄積するとともに、機械特性試験や解析コードを用いて破損メカニズムに関する知見を得ている。また、LOCA時挙動については、酸化試験やLOCA条件を模擬した試験により酸化速度や酸化した被覆管の破断限界に関する知見の取得や高燃焼度化の影響に関する評価を行っている。事故時燃料破損メカニズム解明及び解析コードを用いた安全評価手法の高度化に今後も取り組んでいく。

The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) performs the comprehensive research program to better understand behavior of high burnup fuels under accident conditions. The high burnup fuel cladding fails by mechanical interaction with fuel pellets under RIA conditions. The failure threshold reduces with increasing burnup. The information has been accumulated on failure mechanism from mechanical property tests and computer code analysis as well as on the failure threshold from the NSRR experiments. Regarding fuel behavior in a LOCA, JAEA has obtained data on oxidation kinetics and fracture threshold and evaluated the high burnup effects. JAEA continues researches for clarifying fuel failure mechanism and improving safety evaluation methodologies.

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