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永瀬 文久; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.58 - 65, 2005/01
被引用回数：47 パーセンタイル：93.51(Nuclear Science & Technology)水素添加ジルカロイ-4被覆管に対し室温及び620Kにおいてバースト試験を行った。NSRRでのパルス照射時に高燃焼度燃料で起こる急激なPCMIを模擬し、加圧速度は最高3.4MPa/msまで高めた。被覆管中の水素濃度範囲は150
1050ppmであり、高燃焼度PWR燃料被覆管と同様に被覆管外周部に水素化物を集積させ、「水素化物リム」を形成させた。室温試験で、水素吸収被覆管は軸方向に長い亀裂を呈して破損した。水素化物リムでは、脆性的な破壊が見られ、破損形態はNSRR実験で観察されたものと同じであった。また、水素化物リムにより、破裂圧力や周方向残留ひずみは明確に低下した。水素化物リムの厚さが被覆管肉厚の18%を超える場合、620Kにおいても周方向ひずみは非常に小さかった。本研究の結果は、RIA条件下における高燃焼度燃料棒の破損において水素化物集積層が重要な役割を果たすことを示している。
大友 隆; 永瀬 文久; 上塚 寛
JAERI-Tech 99-071, p.25 - 0, 1999/10
軽水炉高燃焼度燃料棒のRIA破損挙動に関する基礎的な知見を得るために、燃料被覆管内圧を急速に加圧できる試験装置を考案し製作した。UO
パレット中のFPガスの膨張がPCMIに強く関与することを考慮し、本装置では油圧を用いて被覆管に均一な負荷を与えることとした。また、NSRR実験でのパルス幅に相当する短い時間で被覆管を加圧し破裂させるために、最大170MPaまで予加圧した高圧系と被覆管試料とを電磁弁を用いて瞬時に接続する加圧方法を考案した。製作した装置は、室温で最大3.4MPa/msの昇圧速度を達成し、未照射PWR用ジルカロイ被覆管が70msで破裂した。水素添加被覆管試料では、NSRR実験で破損した高燃焼度燃料棒と類似の破損形態を呈したことから、本装置によりパルス照射時にPCMI破損を十分に模擬できる。
永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛
JAERI-Research 98-064, 25 Pages, 1998/11
JAERI-Research-98-064.pdf:2.17MB
高燃焼度軽水炉燃料棒のRIA条件下における破損挙動を調べるために、NSRRパルス照射時に生じるPCMIを模擬し被覆管を急速加圧できる装置を製作した。最初の実験として、室温で水素吸収Zry-4管に内圧を最大1.9MPa/msの高速で負荷するバースト試験を行った。その結果、水素吸収被覆管には、NSRR実験で見られた破損と酷似した軸方向に長い破損開口が生じた。さらに、破損挙動に及ぼす水素の影響が明瞭に観察された。円周方向の残留ひずみ量は、水素濃度が高いほど明確に低下した。また、水素化物を被覆外表面に偏析させた試料は、極めて小さなひずみ量で破裂し、破裂圧力も相対的に低かった。一方、加圧速度の及ぼす影響は比較的小さかった。NSRR実験等で見られたパルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損が、被覆管の水素吸収と外面への水素化物偏析と深く関連していることが示された。
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。
更田 豊志; 永瀬 文久; 石島 清見; 藤城 俊夫
Nucl. Saf., 37(4), p.328 - 342, 1996/00
高燃焼度PWR燃料を対象とするNSRRパルス照射実験の最新の成果を中心に、これまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告するとともに、高燃焼度燃料のPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)による破損に強い影響を及ぼす被覆管への水素吸収について、径方向の偏圧量に関する照射後試験結果を示す。燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、現行指針における破損目安値を下回る約60cal/g・fuelでPCMIによる被覆管の大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。引き続いて行った実験においても、被覆管の酸化及び水素吸収の程度の大きい、高い位置から採取した試験燃料で、低い発熱量レベルにおける燃料破損を生じており、被覆管強度の低下、特に被覆管外面側の水素吸収の影響が強く現れている。
片西 昌司; 石島 清見
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1098 - 1107, 1995/11
被引用回数：2 パーセンタイル：28.04(Nuclear Science & Technology)原研のNSRRでは、ゼロ出力からの出力暴走を模擬する実験により、反応度事故時の燃料挙動の解明を進めてきた。それに対して出力運転状態からの反応度事故の場合、定常運転中に形成される燃料棒内の径方向温度がゼロ出力の場合と異なるため、照射済燃料におけるPCMI破損に対する影響が考えられる。また、これは未照射燃料の場合にも被覆管の温度に関係することから、破損しきい値等に影響を与える可能性が考えられる。これらを実験的に調べるために、出力状態からの反応度事故模擬実験を行えるようにNSRR制御系の改造を行った。第1段階として、未照射燃料を用いた実験を行った結果、破損しきい値に対する初期状態の影響は認められなかった。また、将来の照射済燃料を用いた実験に向けて、燃料エンタルピ評価の手法について、実験結果をもとに検討を行った。
丹沢 貞光
JAERI-M 93-011, 32 Pages, 1993/02
NSRR燃料照射実験における過渡データをデジタル化して保存することによりデータの消滅を防止すると共に、データバンクを作成してパーソナル・コンピュータにより過渡データに容易にアクセスできるようにすることを目的として、実験過渡記録処理システムの開発を行なった。本報告書では、実験過渡記録処理システムの概要及び使用方法、並びにデータ・バンクの現状について記載した。
柳澤 和章; 藤城 俊夫
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors; ASRR-IV, p.58 - 69, 1993/00
試験・研究炉では、燃料濃縮度を低減化(例えば40wt%
Uから20wt%U)するため、燃料のシリサイド化(7wt%Si+93wt%U)が進められている。原研の安全性試験研究炉(NSRR)では、シリサイド燃料の過渡時ふるまいを研究するため、パルス照射を未照射シリサイド燃料板(
=4.8gU/cc)に課す試験研究を実施した。本報は、燃料被覆材(AG3NE)の溶融である640
Cをはるかに超えた970Cに至るまでの、高温下に於ける燃料板の健全性について、パルス後の照射後試験データから得た知見をとりまとめたものである。その結果、400C以上になると燃料の寸法安定性が喪失して行くこと、また95cal/g・fuel以上になると「焼き割れ」による機械的破損が生ずること等が明らかになった。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 92-072, 194 Pages, 1992/05
本報告書は、1989年4月から1990年3月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、照射済燃料実験6回及び未照射燃料実験35回の総計41回である。このうち、照射済燃料実験では、JMTR予備照射燃料実験、PWR使用済燃料実験及びBWR使用済燃料実験を各2回ずつ実施した。また、未照射燃料実験については、標準燃料実験8回(SP・CPスコーピング実験6回、被覆管割れ検出実験2回)、出力・冷却条件パラメータ実験7回(流路管付燃料実験4回、模擬バンドル実験1回、満水容器昇圧実験1回、高温・高圧ループ実験1回)、特殊燃料実験12回(ステンレス被覆燃料実験3回、改良PWR燃料実験3回、改良BWR燃料実験6回)、燃料損傷実験3回(高温冠水実験1回、冠水挙動可視実験1回、デブリ冷却性実験1回)、高速炉燃料実験3回(減速材性能実験2回、可視実験1回)及びその他の実験2回(照射済燃料実験予備実験2回)を実施した。
丹沢 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-215, 40 Pages, 1992/01
本報告書は、反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響を調べるために、大気圧室温及び静水条件下で試験燃料のまわりに冷却材の流路を設けて行なった燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は、大気圧カプセルを使用し、単一試験燃料棒のまわりに円形または四角形の流路管を取り付け、試験燃料と接触する冷却材を制限することにより行なった。実験条件としては、冷却材/燃料比を変えるために14mm、16mm及び20mmの円筒形あるいは対面距離14mmの四角筒形の流路管を取り付け、発熱量は約150cal/g・UOから400cal/g・UOまで変化させた。この結果、試験燃料に流路管を取り付けた場合、流路管を取り付けない標準条件における実験の場合と比較して、被覆管表面の最高温度はあまり変わらないが、下流側では膜沸騰持続時間が長くなり、また、破損しきい値が約30cal/g・UO低くなる等、冷却材/燃料比が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与えることが判明した。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 89-097, 155 Pages, 1989/08
本報告書は、1985年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、6回の燃料設計パラメータ実験(ステンレス鋼被覆燃料実験2回、照射済被覆管燃料実験2回、長尺燃料実験2回)、6回の欠陥燃料実験(擦過腐食燃料実験)、7回の燃料損傷実験(燃料溶融実験3回、冷却性実験2回、FP測定実験2回)、9回の特殊燃料実験(混合酸化物燃料実験7回、ガドリニア入燃料実験2回)、その他の実験16回(破壊力測定実験6回、変形量測定実験5回、音響測定実験3回等)、1回しの高温高圧力カプセル実験、及び2回の燃料挙動可視実験の総計48回である。
塩沢 周策; 斎藤 伸三
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(12), p.1051 - 1063, 1986/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下でのステンレス鋼被覆燃料棒の破損挙動を究明するため、NSRRにおいて炉内実験を実施した。その結果、燃料棒の破損機構は被覆管の溶融であり、破損しきい値は、ほぼ同寸法のジルカロイ被覆燃料棒と比較して約20cal/giUOであることが分かった。また、燃料棒破損に伴って発生する機械的エネルギーの発生しきい値は約380cal/giUOであることが明らかになった。さらに、ジルカロイ被覆燃料棒と異なり、燃料棒が破損しても必ずしも燃料棒は分断しないこと、被覆管温度は同一発熱量でジルカロイ被覆燃料棒より低いこと等が明らかになった。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 86-012, 179 Pages, 1986/02
本報告書は、1984年1月から同年12月迄にNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察について纏めたものである。今期実施した試験は、6回の燃料設計パラメ-タ実験(長尺燃料実験2回、照射済被覆燃料実験4回)、3回の冷却条件パラメ-タ実験(強制対流実験2回、バンドル燃料実験1回)、4回の欠陥燃料実験(擦過腐食燃料実験4回)、3回の燃料損傷実験、18回の特殊燃料(HTGR燃料実験2回、混合酸化物燃料実験5回、GdO
添加燃料実験11回)、その他の実験18回(破壊力測定実験、変形量測定実験等)、4回の高温高圧カプセル実験、2回の高温高圧ル-プ実験、および4回の燃料挙動可視実験の総計62階である。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 84-168, 242 Pages, 1984/10
本報告書は、1983年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、4回の標準燃料試験(高発熱量実験4回)、5回の燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験1回、ステンレス鋼破覆燃料試験3回、照射済破覆燃料試験1回)、6回の冷却条件パラメータ試験(冷却水温パラメータ試験2回、強制対流試験1回、バンドル燃料試験3回)、3回の欠陥燃料試験(擦過腐食燃料試験3回)、8回の燃料損傷試験、2回の特殊燃料試験(HTGR燃料試験2回)、3回の高温高圧カプセル試験、2回の高温高圧ループ試験、6回の燃料挙動可視試験、およびその他の試験12回(音響測定試験、加速度測定試験、変形量測定試験、等)の総計51回である。
安全工学部反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 83-193, 112 Pages, 1983/11
本報告書は、1981年7月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(高発熱量試験、標準燃料再現性確認試験)、燃料設計パラメータ試験(ギャップガスパラメータ試験)、冷却条件パラメータ試験(強制対流試験)、特殊燃料試験(混合酸化物燃料試験)、欠陥燃料試験(擦過腐食燃料試験)、被覆管歪測定試験、水素発生量測定試験、燃料挙動可視試験、及び高温高圧カプセル試験の総計31回である。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 82-012, 122 Pages, 1982/03
本報告書は、1981年1月から同年6月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(高発熱量試験、標準燃料再現性確認試験)、燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験、ステンレス鋼被覆燃料試験、ギャップガスパラメータ試験、脆化被覆管燃料試験)、冷却条パラメータ試験(強制対流試験、バンドル燃料試験)、欠陥燃料試験(浸水燃料試験、擦過腐食燃料試験)、破損伝播試験、ペレット破砕試験、水ループ試験、および燃料破損可視試験の総計38回である。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 9755, 115 Pages, 1981/11
本報告書は、1980年7月から同年12月まてにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(スコーピング試験、両端低濃縮燃料試験、高発熱量試験、燃料棒支持構造効果試験)、燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験、ステンレス鋼被覆燃料試験、ギャップガスパラメータ試験)、冷却条件パラメータ試験(強制対流試験)、欠陥燃料試験(浸水燃料試験、擦過腐食燃料試験)、燃料挙動可視カプセル試験、高温高圧カプセル試験、水ループ試験およびその他の試験の総計33回である。特に燃料挙動可視カプセル試験は今期より始めた実験であるが、カプセル内の燃料の挙動が鮮明にカラーフィルムに記録され貴重なデータが得られた。
大西 信秋; 石島 清見; 落合 政昭*; 丹沢 貞光; 植村 睦*
JAERI-M 9488, 151 Pages, 1981/05
本報は、米国のTREATで行われた反応度事故を模擬した燃料破損実験における研究成果をまとめ検討したものである。TREATにおける実験研究は、大別して燃料の破損挙動の究明に主眼を置いたものと、溶融燃料と冷却水との相互作用ならびにそれによる水素の発生挙動の究明に主眼を置いたものがある。本稿では、主として軽水炉燃料の破損挙動の観察結果に関する報告をまとめると共に、破損しきい値および破損機構について検討を加えた。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 9319, 85 Pages, 1981/02
本報告書は、1980年1月から同年6月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものてある。今期実施した実験は、標準燃料試験(燃料伸び測定試験、燃料棒支持効果試験)、燃料パラメー夕試験(加圧燃料試験、特殊被覆材燃料試験、ギャップガスパラメータ試験)、冷却条件パラメー夕試験(冷却水温パラメータ試験、バンドル燃料試験、強制対流試験)、破損伝播試験、欠陥燃料試験(浸水燃料試験、擦過腐食燃料試験)、高温高圧力プセル試験、水ループ試験およびその他の試験の総計37回である。
斎藤 伸三; 住田 建二*; 江森 康文*; 河村 洋
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(6), p.35 - 47, 1981/00
実際の炉内実験において水の雰囲気中の燃料の過渡挙動を直接観察するために光学装置の開発を行った。開発に当っては高い放射線の影響、限られた空間、衝撃圧の発生、核分裂生成物の放出等困難な問題が多々存在した。数多くのガラス、光ファイバー、フィルム等の照射試験、さらに炉外模擬実験を行ない、NSRR実験用の炉内燃料挙動可視装置を設計製作した。装置は耐圧気密性の試験部容器と上部容器から成り、映像ガイドとして耐放射線レンズを用いたペリスコープを使用し、その先端の試験部容器内に挿入される部分は石英ガラスの耐衝撃窓をつけた保護筒で覆い、上端には高速度カメラを接続する。照明にはランプを試験部容器内にの水に直接つけて使用する。本装置を用いてNSRR実験において燃料の過渡挙動を撮影した結果、燃料の加熱、被覆管のクラックの発生、溶融、変形、激しい膜沸騰、クエンチ、燃料棒からの気泡の放出等の状態が明瞭に観察された。
