Postulated mechanisms on the failure of 50MWd/kgU PWR fuel in the NSRR experiment and the related research programs in JAERI

石島 清見; 森 行秀*; 更田 豊志; 笹島 栄夫

NEA/CSNI/R(95)22, 0, p.87 - 105, 1996/00

NSRRでは、1993年より50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料を対象としたRIA実験を開始したが、この第1回目実験において燃料は、燃料スタックの微粒化と脱落を伴う被覆管軸方向全長にわたる破損が生じた。本報告は、これまでに得た破損燃料の照射後試験結果等に基づき、現段階で考えうる破損メカニズム及び今後の研究課題を紹介するものである。パルス照射前の試験燃料には、被覆管外面水素化物の形成とこれに伴う被覆管の局所的な延性低下が見られ、燃料ペレット外周部では結晶粒径の微細化と微小気孔の集中分布(リム領域)の形成が見られた。また、パルス照射後の破損燃料では、最も延性の低下した被覆管表面から内面にかけて亀裂が進展したことが推測できた。これらの結果から、高燃焼度燃料の破損は、燃料ペレット外周部の熱膨張の加速が、水素化によって延性の低下した被覆管に過大なPCMI応力を及ぼした結果、生じたものと考えられる。

中性子飛行時間法による減速材体系の熱中性子スペクトルに関する研究

秋濃 藤義

JAERI-M 82-207, 180 Pages, 1982/12

JAERI-M-82-207.pdf:5.16MB

原子炉の炉心核設計において、炉心の熱中性子スペクトルを正確に把握するには、減速材の熱中性子散乱断面積の適否が主要な要因となる。そこで常温から800Cの高温黒鉛体系、および常温の軽水均質体系および軽水-天然ウラン非均質体系における0方向の角度熱中性子スペクトル測定をLINAC-TOF法で行い、計算との比較から熱中性子散乱モデル(黒鉛に対しYoung-Koppelモデル、軽水に対しHaywoodモデルを採用)の熱中性子スペクトルの記述能力を調べた。また、この熱中性子スペクトルの計算方法を用い黒鉛減速20%濃縮ウラン半均質臨界実験装置(SHE)における臨界質量、実験用可燃性毒物棒および実験用制御棒の反応度価値等の実験解析を行い、計算予測精度を明確にした。これらの実験結果は高温ガス実験炉の核設計の計算精度評価に使用された。