LOCAクエンチ後の燃料被覆管の曲げ強度

Bending strength at the fuel claddings quenched during LOCA

大和 正明; 永瀬 文久 

Yamato, Masaaki; Nagase, Fumihisa

軽水炉の設計基準事象である冷却材喪失事故(LOCA)に関する安全基準は、事故時及び事故後の炉心冷却性の確保を目的として定められている。原子力機構では、炉心冷却性確保に重要な被覆管脆化を評価する試験手法として、4点曲げ試験の開発を行っている。本研究では、バースト,高温酸化,クエンチを経験した未照射被覆管に対する試験を行い、曲げ強度等を測定した。その結果、曲げ強度に及ぼす酸化温度の影響は小さく、酸化量が増加するに伴い、曲げ強度が低下することが確認された。また安全基準の酸化量の上限であるECR15%まで酸化された被覆管の強度は、基準地震動S時に生じる曲げ荷重よりも大きいことがわかった。

The loss of coolant accident (LOCA) is included in the design standard phenomenon of the light water reactor. The safety criteria for LOCA are established for the purpose of core cooling at the time of an accident and after the accident. In JAEA, the four points bending tests has been developed to evaluate the embrittlement of cladding which is important to core cooling. In this study, it was measured the bending strength by the four points bending tests for the non-irradiation cladding experienced fuel behavior assumed LOCA. As a result, it was confirmed that oxidation temperature isn't influenced on bending strength and bending strength was reduced with increasing oxidation rate. In addition, it found that the bending strength of cladding oxidized to 15% ECR, which is the upper limit of oxidation rate in the safety criteria, was higher than the bending load at design basic earthquake ground motion S .