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pellet in molten Zr cladding伊藤 あゆみ*; 山下 晋; 田崎 雄大; 垣内 一雄; 小林 能直*
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(4), p.450 - 459, 2023/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)The rapid dissolution of UO in molten Zr that could occur during fuel-cladding liquefaction at high temperatures and its kinetics were reformulated considering the convective mass transfer and the chemical effect at the UO/Zr interface. The mass transfer coefficient of U was obtained as a correlation including the aspect ratio term by CFD analysis. To explain the gap between the rapid dissolution rate observed in the experiments and the density-driven convective mass transfer, we introduced an idea in which the eutectic melting at the UO/Zr interface promotes the grain detachment owing to infiltration of the U-Zr-O liquid into the UO grain boundaries. The developed model was validated with UO-Zr crucible experiments at 2273 and 2373 K. The calculated mass percentage ratios of U/Zr agreed with the measurements and the transition times from rapid saturation to precipitation were consistent with the metallographic observations.
田崎 雄大; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(3), p.382 - 394, 2022/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)This study develops a new fission gas release (FGR) model for mixed oxide (MOX) fuels with a fundamentally heterogeneous microstructure. The model adopted in FEMAXI-8 was applied to irradiation Instrumented Fuel Assembly (IFA)-626 and 702 tests in which two types of MOX fuels had different heterogeneity in their microstructure, while the other spec were similar. Upon analyzing these fuels, the original FGR model predicted lower FGR from the fuel with a remarkably heterogeneous microstructure than the other MOX fuel. This estimation contradicts the experimental observation. However, the new FGR model improved the consistency because of the early release of fission gas from Pu agglomerate region, and showed issues for aiming further improvement. Therefore, the above results confirmed a certain validity of the developed model for studying heterogeneity effect.
宇田川 豊; 田崎 雄大
JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07
JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB
FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。
田崎 雄大
核燃料, (56), P. 5, 2021/05
混合酸化物(MOX)燃料ペレットはUO粉末とPuO粉末を混合して製造されるため、ペレットの微細組織は主にPu含有率について大なり小なり非均質になる。原子力機構が開発している燃料挙動解析コードFEMAXI-8の従来の(核分裂生成物)FPガス放出モデルでは、ある位置の燃料ペレットを1種類の結晶粒とその粒界で代表させているため、そのままではPu含有率等が一様でないMOX燃料ペレットの微細組織を均質と仮定しなければならず、非均質性が及ぼす粒内FPガスの拡散と粒界への移行、また粒界FPガスの自由空間への移行の効果を弁別することができなかった。そこで、MOX燃料ペレットの微細組織のうち、塊状の高Pu富化度領域(いわゆるPuスポット)とそれ以外の中間的なPu富化度を有する領域について、独立に結晶粒と粒界を模擬することで、それぞれのFPガス移行挙動を陽に評価可能なモデルを開発した。このモデルを備えたFEMAXI-8コードを用いて、ノルウェーのハルデン炉で行われたMOX燃料の照射試験(IFA-626)を解析したところ、同照射試験では、燃料微細組織の非均質性に違いのある2種のMOX燃料の内、非均質性が大きい方のMOX燃料でFPガス放出率が大きいという実験結果が得られていたが、今回のモデルはこのような傾向を再現しており、MOX燃料のFPガス放出挙動予測に対する有効性を確認することができた。
田崎 雄大; 山路 哲史*; 天谷 政樹
no journal, ,
軽水冷却による増殖炉の設計では、稠密燃料集合体を用いて炉内に占める軽水の領域を小さくすることで、中性子の減速を抑える。加えて、中性子を効率よく劣化ウランに照射するために、MOX燃料とblanket燃料を用いた非均質炉心を構成する。更なる増殖性能の向上のために超臨界圧軽水冷却炉で行われた研究では、水密度が特に小さい上部blanket燃料層に独立した燃料シャッフリングを設ける「多段燃料シャッフリング」と呼ばれる炉心概念を導入し、増殖性能の向上を達成した。BWRにおいてもボイドの発達により炉心上部で最も水密度は下がるため、同様の効果が得られると考えられる。一方、このような炉心の燃料棒は、燃料スタック中に2種類のペレットを含むため、MOX燃料部分の出力ピーキングが大きくなる特徴を持つ。そのため、MOX燃料部分の燃料中心温度の低減や、MOX・blanket燃料のPCMI特性の違いからくる燃料境界部の剪断応力の低減が課題になると考えられる。また、MOX燃料部分ではPCMIにより被覆管外形が増大するが、稠密燃料集合体を用いた本炉心においては、流路面積の減少に伴い、炉心の熱水力特性に影響を与える可能性がある。本研究では、多段燃料シャッフリングを用いたBWRを創出し、三次元核熱結合炉心燃焼計算によって増殖性能の向上を示した。また、炉心計算結果から作成した照射履歴とこれを用いた燃料ふるまい解析で、以上の課題を緩和する燃料設計を示した。被覆管外形変化が炉心の熱水力特性に与える影響については、最小限界熱流束比に与える影響はほぼなかったものの、圧力損失については感度があり、炉心の流量配分に設計上の課題があることが示唆された。
田崎 雄大
no journal, ,
軽水炉で用いられる燃料棒の内部では、核分裂に伴いFPガスがペレットからある割合で放出され、密閉された燃料棒の内圧を上昇させる。この圧力上昇が過度になると被覆管の破損に繋がる可能性があることから、燃料の設計や安全評価においてはFPガス放出率を評価することが重要である。そのため、原子力機構ではFPガス放出率を含めた軽水炉燃料棒のふるまいを評価するために、燃料ふるまい解析コードFEMAXIを開発している。しかしながら、MOX燃料のような製造方法によって微細組織の非均質性に違いが出る燃料を解析対象とする場合、FEMAXIの持つFPガス放出モデリングは1種類の結晶粒しか用意していないため、この違いを考慮した解析ができない。MOX燃料のFPガス放出メカニズムを実験結果に基づきFEMAXIで詳細に調べるためには、この違いを考慮したFPガス放出モデルの改良が必要である。この研究では、プルトニウム組成の異なる2種類の結晶粒を設け、それぞれから放出されるFPガスをこれらの結晶組織が占める体積割合で加重平均するモデルを考えた。そして、ペレット内結晶組織の均質性に違いがある2つのMOX燃料の試験炉照射試験結果について、改良モデルを使用したケースと使用しなかったケースを解析・比較したところ、実験結果に見られる傾向と定性的な一致が見られ、今回導入したモデルの考え方が妥当であることが分かった。
田崎 雄大; 宇田川 豊; 天谷 政樹
no journal, ,
混合酸化物(MOX)燃料ペレットはUO粉末とPuO粉末を混合して製造するため、製造方法によってはその微細組織の結晶粒径やPu含有率が非均質になる。この微細組織の非均質性は、ペレット内の局所的なFPガスの生成量及び移行や放出の違いに繋がると考えられるが、原子力機構の燃料挙動解析コードFEMAXI-8では、ペレットを均質なものと仮定してモデリングしており、ペレットからのFPガス放出に対する微細組織の非均質性の効果を定量的に評価できていなかった。そこで本研究では、非均質な燃料組織の内、高Pu含有領域(所謂Puスポット)と中間相のそれぞれについて、独立にFPガス移行・放出挙動を取り扱い可能なモデルを開発した。開発モデルを用い、非均質性に違いのある2種のMOX燃料の照射試験(IFA-626)の解析を行ったところ、高Pu含有領域で粒内・粒界のFPガス移行が促進された。結果として非均質性が大きい方のMOX燃料でFPガス放出率が増大し、2種のMOX燃料の解析値の大小関係が実測値に一致した。以上より、非均質性を有する燃料一般の挙動予測性能が開発モデルにより改善する可能性が示唆された。
田崎 雄大; 宇田川 豊; 天谷 政樹
no journal, ,
混合酸化物(MOX)燃料ペレットは劣化UO粉末とPuO粉末を混合することで製造されるため、製造法によっては、Pu含有率の高い領域(所謂Puスポット)と低い部分(マトリクス)が混在した非均質な微細組織となる。FPガスの生成から放出までの諸過程はこのような非均質性の影響を受けると考えられているが、原子力機構の燃料挙動解析コードFEMAXI-8のFPガス放出(FGR)モデルでは、従来ペレットを均質な系と仮定してモデル化しており、非均質性の効果を評価できなかった。そこで本研究では、Puスポットとマトリクス領域の状態を別個に評価・追跡可能なFGRモデルを検討した。このモデルをFEMAXI-8に導入し、非均質性を有するMOX燃料の照射実験(IFA-626)の解析に適用したところ、FPガス粒界濃度の上昇がPuスポットで先行する効果により、観測されたFGR挙動の再現性が改善することを確認できた。
成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 田崎 雄大; 宇田川 豊
no journal, ,
安全研究センター燃料安全研究グループの研究概要として、反応度事故,冷却材喪失事故、及び設計基準を超える事故における燃料挙動に関する研究、並びに燃料挙動解析コードの開発について紹介する。
田崎 雄大; 宇田川 豊
no journal, ,
FEMAXI/RANNSは、軽水炉燃料の通常時及び異常過渡条件下の挙動解析を目的に日本原子力研究開発機構が開発を進めてきたFEMAXI-8の機能拡張バージョンであり、新たに反応度事故(RIA)時の燃料挙動追跡が可能となった。従前継続的に開発してきた事故時挙動解析コードRANNSをモジュールとしてFEMAXI-8に統合し、またRIAの非常に急峻な過渡時の燃料挙動解析を安定に実行するために、数値計算の収束性・安定性を強化したものである。原子炉安全性研究炉で実施されてきたRIA模擬試験の内、141ケースで得られた実測データとの比較により解析性能の検証を行い、またこれを通じて、幅広いRIA条件に対し一定の予測性能を確保できる推奨モデルパラメータセットを決定した。このとき、全試験ケースで解析は正常に完了し、被覆管表面最高温度について解析値/測定値間の絶対値誤差の標準偏差は約120
Cであった。
