Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
hydride habit planes宇田川 豊
no journal, ,
According to experimental observations, -hydride habit planes are close to the prismatic plane in pure Zr and close to the basal plane in zircaloy. Dislocation loops are observed around hydride precipitates, implying they play a part in hydride formation. Our ab initio generalized-stacking-fault energy calculations showed remarkable effects of Sn on unstable-stacking energy and stacking-fault energy: these parameters for basal slip were considerably reduced while those for prismatic slip were slightly increased in the presence of Sn. These results suggest selective enhancement and stabilization of dislocation motion in the basal plane, which promote possible elementary processes of hydride precipitation with basal habit plane, i.e. screw-dislocation spreading and edge-dislocation emission in the basal plane.
福田 拓司
no journal, ,
RIA試験で見られる高燃焼度燃料被覆管の破損では、外周部の水素化物リム領域からのクラック発生によって貫通破損に至ると推察される。このような外周部からの被覆管破損形態を模擬するために、外周部に予き裂を人工的に導入した被覆管試料を製作した。予き裂を導入するために、圧延加工の中間工程で表面を機械加工する方法を開発した。この方法で予き裂を導入した試料は、比較的浅い予き裂にもかかわらず小さな塑性変形量で破損に至った。予き裂先端部での応力集中が高く、高燃焼度燃料に対するRIA試験における水素化物リム領域から発生したき裂による破損現象を模擬できることを確認した。
fuel behavior during power transients扇柳 仁
no journal, ,
軽水炉の通常運転及び出力過渡条件下におけるBWR UO燃料のFPガス放出(FGR)や被覆管変形挙動等を、燃料挙動解析コード:FEMAXI-7を用いて評価した。ベース照射後のFGRの計算値は測定値とよく一致し、本コードにより通常運転時のFPガス放出挙動を再現できることがわかった。また、ベース照射後及び出力急昇試験後の被覆管外径プロファイルの計算値は測定値とよく一致し、本コードにより通常運転時及び出力過渡時の被覆管変形を再現できることがわかった。一方、出力急昇試験後のFGRの計算値に関しては、測定値よりも小さめに評価する傾向が見られた。その要因として、本コードで用いているFGRモデルが高出力条件に対応できていないためと考えられる。出力過渡条件下でのFGR予測性能の改善のため、FPガス放出モデルの改良を現在進めている。
永瀬 文久
no journal, ,
原子力機構は、未照射及び照射済み燃料被覆管を用いてLOCA研究を行ってきた。その結果、高燃焼度燃料の被覆管酸化速度,膨れ及び破裂挙動,急冷時の破断条件に関するさまざまな知見を得た。現在、欧州の発電炉で照射した高燃焼度燃料を用いた試験計画の第2期を進めており、改良型被覆管合金を用いた高燃焼度燃料の規制判断に用いる知見が得られると期待される。LOCA条件での高燃焼度燃料挙動に関する理解を深めるためには、2次水素化,拘束による負荷,試験手法の開発に関する研究が必要である。
鈴木 元衛
no journal, ,
燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7及びRANNSの開発の現状(ソースコード及びFPガス放出モデルの改良,コードパッケージの公開予定)と、これらのコードを用いた国際ベンチマーク計算FUMEX-IIIにおける解析例を述べる。ベンチマーク計算ではベース照射した高燃焼度燃料IFA-535の出力急昇試験のFPガス放出及び力学解析,NSRRパルス照射試験FK-1及びFK-2の力学解析、及びこれらの解析を通じて明らかとなった課題などを述べ、コード開発の今後の方向を示す。
笹島 栄夫
no journal, ,
燃焼度38
61GWd/tのPWR及びBWR燃料を用いたRIA模擬パルス照射実験をNSRRにてTK及びFK実験シリーズとして行った。同様の照射履歴を用いた燃料を用い複数の実験を行うことにより、破損エンタルピ,水素化物が関連した破損形態,核分裂生成ガス放出に関する系統的な知見が得られた。PWR燃料においては被覆管外周部に形成される水素化物リムが、BWR燃料においては半径方向に析出する水素化物が、燃料破損において重要であること、DNBを経験した燃料の挙動を評価するためには過渡条件での核分裂生成ガス放出に関する知見が必要であることなどが明らかになった。このようなTK及びFK実験で得られた知見は、高燃焼度燃料のRIA時破損機構解明や試験計画の策定に非常に有用である。
鈴木 元衛
no journal, ,
反応度事故時燃料ふるまい解析コードRANNSを用いて、実際のNSRRパルス照射実験において破損した燃料の条件に基づき、破損時の燃料エンタルピーが最大燃料エンタルピーとなるような、仮想的に幅の広いパルス出力を与えた場合の燃料ふるまいについて、特にPCMIに焦点を絞ってシミュレーション解析を行った。その結果、幅の広いパルス出力では、ペレットから被覆管への伝熱が若干生じて、実際の実験における狭いパルス幅の場合に比べて被覆管の温度が上がり熱膨張が生じて、これによりPCMIが緩和され、被覆管の塑性歪み量が有意に減少することが見いだされた。このことは、PCMI破損の可能性が減少すること、及びNSRR実験でパルス出力の途中で被覆管がPCMI破損した場合にその時の燃料エンタルピーを破損エンタルピーとすることの保守性を支持するものである。
塙 悟史; 扇柳 仁; 知見 康弘; 中村 仁一; 中村 武彦
no journal, ,
原子力機構では、JMTRに新たに設置される照射試験装置を用いて、高負荷利用,高燃焼度化に対応した新型燃料の出力過渡試験を2011年より開始する計画である。試験ではBWR10
10型燃料を対象とし、出力過渡過程におけるペレット温度,FPガス放出や破損限界出力などの燃料挙動を調べ、破損判断基準や燃料挙動評価モデルの開発・検証に必要となるデータを取得する。さらに、水化学評価技術の高度化を目指し、インパイルループを用いた水化学試験を計画している。試験では、照射場の水化学環境を測定し、解析を含めた評価技術の高度化を目指す。本報告では、これら試験の概要について述べる。
中頭 利則
no journal, ,
燃料被覆管のLOCA時高温酸化挙動におよぼす高燃焼度化の影響を調べるために、66から79MWd/kgまで照射した高燃焼度燃料被覆管を用いて水蒸気雰囲気における等温酸化試験を行った。高燃焼度被覆管における高温酸化時の酸化膜成長は、被覆管内面では未照射材とほとんど違いは見られないが、原子炉照射中に形成された腐食酸化膜が存在する外面においては未照射材に比べて低く抑えられた。高温酸化による重量増加についても、照射材は未照射材に比べ小さくなっており、腐食酸化膜が水蒸気中の高温酸化を抑制する可能性を示すものであった。
天谷 政樹
no journal, ,
軽水炉で高燃焼度まで照射された混合酸化物(MOX)燃料に対して高温高圧条件下でNSRRを用いたパルス照射実験を実施し、反応度事故(RIA)時のMOX燃料ペレットからの核分裂生成ガス(FPガス)放出を調べた。パルス照射実験後に実施した燃料棒のパンクチャ試験結果から、ペレットからのFPガス放出率は約40%と評価された。また、パルス実験後のペレット横断面のEPMA分析結果に基づきプルトニウム濃度の高い領域(Puスポット)からのFPガス放出率を評価したところ、その評価値は12%程度であった。実測値との比較から、パルス照射実験中にはPuスポット以外の領域からもFPガスが放出されたことが示唆された。また、パルス照射後の実験燃料棒には大きな周方向残留歪が生じていたが、その変形の駆動力としてFPガス放出に伴う燃料棒内圧の増加が考えられた。
fuel irradiated in the HBWR中村 仁一
no journal, ,
高燃焼度BWRMOX燃料とUO燃料をハルデン炉で再照射して、燃料中心温度と燃料棒内圧を測定して、FPガス放出挙動を調べた。UO燃料のFPガス放出データは、高燃焼度においてはFPガス放出開始のしきい温度が、中低燃焼度のデータをもとに提案されたVitanzaのしきい温度より低くなることを示した。MOX燃料のFPガス放出はUO燃料より大きく、これはMOX燃料がベース照射中に高い出力で運転されたため、FPガス気泡の成長と合体により開気孔が形成されたためと推定された。
杉山 智之
no journal, ,
A series of pulse-irradiation tests, simulating reactivity-initiated accidents (RIAs), was performed on high burnup PWR and BWR fuel rods at high temperature of 280 
C in the NSRR. Influence of high temperature on the fuel behavior was assessed on the basis of the transient records in the pulse irradiation and the results from detailed examinations of the test fuel rods. As for the stress-relieve annealed cladding, fuel enthalpy at failure was correlated well with the cladding oxide thickness which represents the hydride rim thickness. Increase of failure limit at high temperature was evaluated as 20 cal/g from available data at the present. On the other hand, further data and investigation are needed to obtain the tendency of failure limit of the recrystallization annealed cladding.
Tr
gours, N.*; Georgenthum, V.*; 杉山 智之
no journal, ,
An experimental program to investigate dynamics of fission gas release during a reactivity initiated accident is being carried out as a joint project of JAEA and IRSN, France. The objectives, methodology and current status are presented as well as the preliminary test results related with sensor development.
Trgours, N.*; 杉山 智之
no journal, ,
Model development for transient heat transfer under reactivity initiated accident conditions has been conducted using the extensive database of NSRR. Characteristics of the boiling curves, which were evaluated by reverse calculations of the cladding surface heat flux evolution from the cladding temperature history, were studied and key understandings for modeling were obtained.
更田 豊志
no journal, ,
日本原子力研究開発機構安全研究センターが実施している燃料安全研究についてその概略を紹介するとともに、原子力安全・保安院から受託している事業について、第1期計画及び第2期計画の概要を示す。さらに、反応度事故時の燃料挙動,冷却材喪失事故時の燃料挙動のそれぞれについて研究の現状に対する認識,今後の課題,規制上の改善点などについて論じる。