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鈴木 元衛; 杉山 智之; 宇田川 豊; 永瀬 文久; 更田 豊志
Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.473 - 479, 2009/09
高燃焼度PWR燃料を用いて、反応度事故条件下で行われた二ケースのNSRR実験をRANNSコードにより解析し、比較した。1ケースは室温大気圧の静止水中で行われ、他ケースは高温7MPaの静止水中で行われ、いずれも破損した。これらの燃料の速い過渡時のふるまい、特に燃料棒の温度,ペレット被覆管機械的相互作用,被覆管の応力歪みなどをRANNSコードにより解析し、その結果を実験における観察と比較検討した。金相観察は、被覆管がクラックの先端より発生したマクロな剪断すべりによって破損したことを示している。解析による破損時塑性歪み(円周方向平均値)は、金相観察から得た局所ひずみ量を全周で平均化した値と同程度となった。
杉山 智之; 梅田 幹; 笹島 栄夫; 鈴木 元衛; 更田 豊志
Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.489 - 496, 2009/09
Pulse irradiation tests, simulating reactivity-initiated accidents (RIAs), were performed on high burnup fuels at high temperature (HT) in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). The NSRR tests have provided data of fuel failure limit against the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at RIAs, but the coolant temperature in the previous tests was limited to room temperature (RT) of around 20 
C. Therefore, the obtained failure limits could be very conservative for RIAs at hot zero power or at operation. The possible effect of initial coolant temperature on the PCMI failure limit was investigated using a newly developed test capsule which can achieve 290 C. PWR and BWR fuel rods were tested both at RT and HT conditions. Comparison of the test results indicated that the increased cladding ductility at HT raised the failure limit. Hence, the PCMI failure criterion based on the NSRR RT data has more than adequate safety margin for RIAs at HT condition.
永瀬 文久; 中頭 利則; 更田 豊志
Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.527 - 537, 2009/09
LOCA時の被覆管脆化を調べるために、日本においてはLOCA過程を模擬した実験を、欧米においては酸化した被覆管のリング圧縮試験を行っている。2つの試験手法を比較し高燃焼度燃料に適した安全基準を検討するために、LOCA模擬試験に供した高燃焼度燃料被覆管に対し135Cでのリング圧縮試験を行った。酸化温度範囲は約1130から1210C、酸化量は約11から22%ECR、水素濃度は約200から1400ppmである。LOCA模擬試験では急冷時にも破断しなかった被覆管がリング圧縮試験では塑性変形をせずに破損した。急冷までに燃料に加わる負荷を考えれば、リング圧縮試験により得られる結果は保守的であると考えられる。
更田 豊志; 杉山 智之; 梅田 幹; 笹島 栄夫; 永瀬 文久
Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.465 - 472, 2009/09
Behavior of LWR fuels during reactivity-initiated accident (RIA) is being studied with pulse-irradiation experiments in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). The tests BZ-1 and BZ-2 were performed on PWR-MOX fuel rods irradiated in the Beznau NPP in Switzerland. The BZ-1 test fuel rod contained pellets produced with the Short Binderless Route (SBR) process. The local burnup was 48 GWd/t. On the other hand, the pellets of the BZ-2 test fuel rod were produced with the Micronized Master blend (MIMAS) process. The local burnup was 59 GWd/t. The two tests resulted in PCMI failure, a long axial clack was generated and fragmented pellets were found in the capsule water. Subsequently to the above-mentioned BZ-2 test, a sibling rod was subjected to the NSRR experiment at high temperature by using newly developed capsule. The result from this test BZ-3 is also described and discussed in the paper.
塙 悟史; 扇柳 仁; 稲葉 良知; 笹島 栄夫; 中村 仁一; 中村 武彦
Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.350 - 356, 2009/09
改良型軽水炉燃料の出力過渡時における挙動を評価するため、自然対流型と強制対流型の二種類の燃料異常過渡試験キャプセルの開発を進めている。自然対流型キャプセルは構造が比較的単純であり、試験燃料棒はその周りの冷却水の自然対流で冷却される。自然対流型キャプセルの基本的な技術は既に確立しており、改良型燃料の出力過渡試験は自然対流型キャプセルを用いて開始される予定である。強制対流型キャプセルは新しい概念のキャプセルであり、キャプセル内の小型ポンプにより燃料棒周りの冷却水を強制的に循環させることで、軽水炉の条件をより精度よく模擬できる。各種炉外試験を実施した結果、開発を進めるキャプセルでは改良型燃料を用いた試験でも目標とする線出力がDNBを起こすことなく達成できることが確認され、また強制対流型キャプセルに必要な技術要素について実現の見通しを得た。
柳澤 和章
Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.1226 - 1235, 2009/09
未照射シリサイド小型燃料板を用いた出力過渡試験を実施した。試験燃料板の破損しきい値は82から94カロリー/グラム燃料板の間にあることを見いだした。発生した燃料板の貫通割れは急冷時に発生する大きな温度差(94度以上)と極端に短い急冷時間(0.13秒以下)の組合せから生じる熱応力に起因する。さらに、単一燃料板と3枚組燃料板を用い、燃料板表面温度(PCST)をパラメータとした冷却材の流路閉塞(燃料板の曲がり)についても研究した。冷却材の流路閉塞については、安全審査の判断基準温度として228度が採用されているが、この値がJRR-3やJMTR燃料に対して妥当であることを実験的に明らかにした。
堀口 洋徳; 柴田 大受; 八木 理公; 横尾 健司; 大山 光樹; 楠 剛
no journal, ,
研究用原子炉JRR-4は、医療照射(ホウ素中性子捕捉療法),原子力技術者の教育訓練,放射化分析及びその他多くの研究に利用されている。黒鉛反射材を内包する反射体要素のアルミニウム被覆材の溶接部に割れが発見されたため、調査を行い、原因が黒鉛の照射によると推定される成長であることがわかった。他の反射体要素に対して放射線透過試験(RT)を行った結果、すべての黒鉛に成長を確認した。黒鉛の照射量と成長量の関係を明らかにするため、使用履歴の異なる13体の反射体要素を解体し、黒鉛反射材の寸法測定を行った。その結果、黒鉛の温度が200C以下と推定されるJRR-4の使用環境では、黒鉛の成長は、高速中性子照射量の増加とともに大きくなることを明らかにし、黒鉛の寸法変化率を評価した。