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上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(2), p.158 - 165, 1982/00
被引用回数:22 パーセンタイル:87.4(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故時に生ずると予想される内面酸化によるジルカロイ被覆管の脆化挙動を明らかにするために、破裂被覆管内部の雰囲気状態を模擬した滞留水蒸気雰囲気中においてリング状ジルカロイ-4試片を890~1194Cの温度範囲で等温酸化した。その結果、滞留水蒸気雰囲気中で酸化したジルカロイ-4の脆化は主に吸収水素量に影響されることが明らかになった。100Cにおけるリング圧縮試験で、約500wt.ppm以上の水素を吸収したジルカロイ試片は脆性を示した。本実験の結果は、著しい脆化の原因となる破裂被覆内面における水素吸収が破裂被覆内部の雰囲気状態と強く関係しているという前報で報告した考え方を指示するものである。
上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了
JAERI-M 9681, 19 Pages, 1981/09
軽水炉のLOCA時に燃料棒が破裂した場合に生じる内面酸化によるジルカロイ被覆脆化におよぼすUO-水蒸気反応および急冷の影響を調べるために、UOペレット内蔵模擬燃料棒を用いて内面酸化実験を行った。模擬燃料棒を流速1.6g/cm・minの水蒸気流中で破裂させ、9001150Cの各温度で4分間等温酸化した。酸化後のジルカロイ被覆脆化挙動は100Cでのリング圧縮試験で調べた。その結果、内面酸化したジルカロイ被覆の脆化は主に吸収水素量に影響されることがわかった。吸収水素量の分析値は最大で2050wt.Ppmであり、AlOペレット内蔵模擬燃料棒を用いた実験結果と定量的にほぼ一致した。また、UO-水蒸気反応による付加的な脆化は認められなかった。したがって、LOCA条件下の破裂燃料棒内におけるUO-水蒸気反応はほとんど生じないと考えられる。酸化後空冷したジルカロイ被覆と水中に急冷したジルカロイ被覆の間での脆化挙動の差はほとんど認められなかった。
上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了
JAERI-M 9445, 37 Pages, 1981/04
軽水炉のLOCA時に燃料被覆管が破裂した場合に生じる内面酸化による披覆管脆化挙動を明らかにするために、水蒸気流中で模擬燃料棒破裂・酸化実験を行った。その結果、内面酸化した燃料被覆管の脆化は被覆中に吸収された水素による水素脆化であることが明らかになった。100Cにおけるリング圧縮試験の結果、ジルカロイ被覆管は酸化温度が1000C以上の場合、吸収水素量200300w.T.Ppm以上で脆化することがわかった。酸化温度が932972Cの場合には500750w.T.Ppm以上で脆化していた。被覆中に吸収された水素はprior-結晶粒界近傍に1m以下の微細な水素化物として析出していた。破裂開口中心から軸方向に1545mm離れた位置に水素吸収のピークがあった。水素吸収のピーク位置が酸化条件の違いによって変化することから内面酸化に伴う被覆中への水素吸収は内面の雰囲気、特に水素と水蒸気の体積比(V/V)に影響されると考えられる。
上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(9), p.705 - 717, 1981/00
被引用回数:39 パーセンタイル:95.7(Nuclear Science & Technology)軽水炉のLOCA時に燃料被覆管が破裂した場合に生じる内面酸化による被覆管脆化挙動を明らかにするために、水蒸気流中で模擬燃料棒破裂・酸化実験を行なった。 その結果、内面酸化した燃料被覆管の脆化は被覆中に吸収された水素による水素脆化であることが明らかになった。100Cにおけるリング圧縮試験の結果、ジルカロイ被覆管は酸化温度が1000C以上の場合、吸収水素量200~300wt.ppm以上で脆化することがわかった。 酸化温度が932~972Cの場合には500~750wt.ppm以上で脆化することがわかった。 被覆中に吸収された水素はprior-結晶粒界近傍に1m以下の微細な水素化物として析出していた。 破裂開口中心から軸方向に15~45mm離れた位置に水素吸収のピークがあった。 水素吸収のピーク位置は酸化温度と水蒸気流速の違いによって変化した。
古田 照夫; 上塚 寛; 川崎 了
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(10), p.802 - 810, 1981/00
被引用回数:15 パーセンタイル:84.09(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故において、破裂したジルカロイ被覆管は外面だけでなく内面も炉内の水蒸気によって酸化される。冷却材喪失事故の再冠水過程で、内面酸化が被覆管の機械的性質にどれだけ影響を与えているかを明らかにするため、酸化した管試料と1,200~1,500Kの範囲で行なった燃料棒破裂/酸化試験の破裂被覆管から切り出した試料の扁平試験を行なった。 破裂被覆管の内面での酸化は外面のそれと異なっている。内面酸化時に酸化反応から生ずる水素の数百ppmがジルカロイに吸収される。373Kにおける破裂被覆管の延性は水素吸収量の増加につれて減少し、それは酸素吸収ではなくて水素吸収量に大いに影響される。破損荷重も同様に水素吸収によって低下する。ジルカロイに吸収された水素は粒内に-水素化物として析出する。
古田 照夫; 上塚 寛; 川崎 了; 星野 昭; 磯 修一
JAERI-M 8497, 27 Pages, 1979/10
軽水炉冷却材過失事故時に生ずる内面酸化でジルカロイ被覆管に水素が吸収される。この水素吸収に関して、燃料棒の破裂/酸化試験およびジルカロイ管の滞留水蒸気あるいは水蒸気/水素混合雰囲気中の酸化試験によって検討を加えた。水素吸収は水蒸気/水素混合雰囲気中の水素の割合に依存して950C以上の酸化で起る。そして、酸化時間が長くなるにつれて水素吸収量は増加する。このとき形成される酸化膜には単斜晶と混在した正方晶ジルコニアが比較的高い水素吸収量をもつ試料で認められる。燃料棒の水素吸収の場合、酸化の激しいところで発生した水素は水素吸収が容易に起る他の場所で吸収されるから、水素吸収は破裂開口の大きさや外側の水蒸気流速に影響される。
上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了
JAERI-M 8081, 26 Pages, 1979/02
LOCA時に燃料被覆管が破裂した場合、被覆管内面が酸化することによって生じる脆化挙動を解明するためにLOCA安全解析における燃料被覆管表面温度の計算例に合わせて、被覆管内面酸化時の水蒸気状態を模擬した滞留水蒸気中酸化実験を行った。その結果、ジルカロイ被覆管が脆化する主因は被覆管中に吸収された水素による水素脆化であることが明らかになった。又,100Cにおけるリング圧縮試験で水素を約500wt.Ppm以上吸収したジルカロイ被覆管はすべて脆化していることが判明した。酸化後の金属組織が相当軸晶である被覆管は吸収水素量が200wt.Ppm以上であっても300Cリング圧縮試験で延性を示したが、針状pior-組織である被覆管は吸収水素量が1000wt.Ppt程度であっても300C圧縮試験で脆性であった。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(10), p.736 - 744, 1978/10
被引用回数:16軽水炉における冷却材喪失事故時の燃料挙動を調べるため、5種類の燃料棒を水蒸気中又は真空中で加熱をおこなった。昇温速度、加熱方法、雰囲気や定常運転中の生成酸化膜などの変形に及ぼす影響について検討した。燃料棒の最大円周伸びは破裂温度に依存し、前記要因の差異も明らかになる。変形に伴う破覆管平均肉厚の変化は加熱方法と雰囲気の影響を受ける。波覆管内面に生ずる酸化皮膜は、内面への水蒸気供給が少ないとき外面皮膜よりも厚くなるのが観察された。粗で厚い内面の皮膜は単斜晶系および正方晶系のジルコニアで形成され、かつそのような場合高い吸収水素量が認められた。