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口頭

Fuel performance analysis by using FEMAXI code for the fuel samples (HBC4, XM3) burned up to different level

Mohamad, A. B.; 宇田川 豊; 根本 義之; 山下 真一郎

no journal, , 

This work investigated the impact of fuel burnup on the fuel performance behavior by comparing the analytical results. The fuel performance behaviors were studied by using a fuel performance tool FEMAXI-8, which was established by JAEA. The simulation had been calculated under steady state as well as transient conditions: base and ramp irradiations. The melted radius was estimated from the interpolation of pellet center temperature and melting temperature of UO$$_{2}$$. The estimated melted radius of the HBC4 sample (burnup: 48 GWd/tU) was corresponded to the PIE data. However, for the XM3 sample (burnup: 27 GWd/tU), the estimated melted radius was underestimated than PIE values. It is expected that the fuel start to melt when the fuel center temperature was exceeded the melting temperature of UO$$_{2}$$. Even though further improvement seems to be required, our works revealed that FEMAXI-8 can reproduce well the experimental data of transient. The authors will discuss necessary improvement of the code, and influence of burnup level in the workshop.

口頭

Crコーティング被覆管に関する研究, 2; LOCA試験後の金相評価

Mohamad, A. B.; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*; 井岡 郁夫; 鈴木 恵理子; 根本 義之

no journal, , 

Chromium (Cr) coated zirconium (Zr) based alloy cladding is the promising material for a near term accident tolerant fuel (ATF). Cr-coated Zr based cladding was fabricated by sputtering technique and simulated LOCA tests were conducted up to different high temperatures (1200$$^{circ}$$C to 1350$$^{circ}$$C). The present work aims to investigate the metallography of Cr-coated Zr cladding after LOCA test. The result showed Cr2O3 layers were formed as a protective oxide layer at the outmost layer for all samples. However, Cr-Zr phases were observed for the samples which tested up to 1300$$^{circ}$$C and 1350$$^{circ}$$C, seems that the Cr-Zr reaction had occurred at this temperature. In addition, Cr-Zr layer in the sample tested up to 1350$$^{circ}$$C was thicker than which in the sample tested up 1300$$^{circ}$$C. In particular, the main phases observed in the cross-sectional area were Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$, Cr, ZrO$$_{2}$$, Cr-Zr, and Zr situated from outer to inner of the sample after LOCA test. The details of the microstructure on these samples will be discussed in the presentation.

口頭

Crコーティング被覆管に関する研究,1; 酸化挙動の評価

根本 義之; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*; Mohamad, A. B.; 井岡 郁夫; 鈴木 恵理子

no journal, , 

従来のジルコニウム合金製被覆管の外表面にクロム(Cr)等のコーティングを施し、事故時高温水蒸気中での耐酸化性を向上させた事故耐性燃料(ATF)被覆管の開発が進められている。本研究ではCrコーティング被覆管の事故時挙動について評価し、今後の開発に資する知見を得るため、酸化挙動の評価を行った。酸化挙動に関しては、LOCA時の被覆管破裂後を想定した両面酸化条件での酸化試験を行った。その結果、650$$sim$$1150$$^{circ}$$Cの温度域ではいずれの場合もコーティングなしの場合に比較して、コーティングありの場合に、酸化量が低く抑えられて推移する傾向が見られた。

口頭

CrコーティングZr合金製被覆管を用いたATFのSAMPSONによる解析手法の開発

手塚 健一*; 木野 千晶*; 山下 晋; Mohamad, A. B.; 根本 義之

no journal, , 

原子力発電所の過酷事故発生時に水素発生・炉心溶融の進展を抑制することを目的とした事故耐性燃料の開発が進んでおり、PWR用には、CrコーティングしたZr被覆管(Crコーティング被覆管)が検討されている。本研究では、Crコーティング被覆管を用いたATFの事故時挙動を評価するための解析手法を開発した。解析ツールとして、国産のSA解析コードであり、ソースコードに容易にアクセス可能なSAMPSONを用いた。解析の結果、現行被覆管に比べて、Crコーティング被覆管を用いることで、事故模擬条件において有意な水素発生抑制効果を確認することができた。

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