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更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 鎌田 裕; 酒井 陽之
JAERI-Research 95-078, 194 Pages, 1995/11
本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-5実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。平均線出力33.4kW/mで燃焼度25.7MWd/kgUまでJMTRで前照射した試験燃料を、NSRRにおける大気圧・室温の静止水冷却条件下でのパルス照射に供した。パルス照射時の発熱量は2237cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高1675cal/g・fuelに達した。本実験はPCMI(燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用)による燃料破損に至り、20箇所以上に及ぶ細かい割れのほとんどが前照射中に形成された被覆管外表面における局所的な水素化物の周辺で生じており、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響したことを示唆している。
更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之
JAERI-Research 95-013, 230 Pages, 1995/03
本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-4実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。試験燃料は、平均線出力27.5kW/mで燃料燃焼度21.2MWd/kgUまでJMTRにおいて前照射されたもので、NSRRにおいて大気圧、室温の静止水冷却条件下でパルス照射された。パルス照射時の発熱量は23512cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高1779cal/g・fuelに達した。本実験はNSRR照射済燃料実験で初めて燃料破損に至る実験となり、燃料棒に著しく膨れ及び曲がりを生じるとともに、被覆管に数多くの貫通欠陥を生じた。燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用に加えて、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響した。
更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之
JAERI-Research 94-006, 96 Pages, 1994/07
本報告書は、反応度事故条件を模擬したNSRRにおけるパルス照射を実施した照射済燃料実験JM-3の実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察及び解析を加えたものである。パルス照射に先立って試験燃料に対する前照射をJMTRにおいて実施し、燃料燃焼度は19.6MWd/kgUに達し、平均線出力は25.3kW/mであった。NSRRにおける試験燃料のパルス照射は大気圧・室温の静止冷却条件下で行い、発熱量1746cal/g・fuelで燃料エンタルピは最高1305cal/g・fuelに達した。被覆管表面温度の上昇は最高150Cにとどまり、燃料棒にわずかな変形を生じたものの、破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒プレナム部へのFPガス放出率は約2.2%と評価された。
本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫
JAERI-M 92-044, 322 Pages, 1992/04
NSRR計画では、これまでの未照射燃料を用いた実験に引続き、照射済燃料を用いた実験を進めている。本報告書は、NSRR照射済燃料実験と比較対照される海外照射済燃料RIA実験(SPERT及びPBF実験)の燃料破損挙動に関する知見を整理見直したものである。その結果、従来の未照射燃料実験とは異なる破損形態が認められた。即ち、SPERTでは、被覆管ふくれ破損とPCMI破損、PBFでは、PCMI破損であった。被覆管ふくれ破損は、予備照射中のFPガス放出やパルス照射時のFPガス放出と関連があると思われる。SPERT実験においてPCMIにより低発熱量時(85cal/y)に破損した燃料棒の破損原因は、予備照射中の過大な燃料棒腐食に伴う被覆管の脆化に起因していると思われる。また、一般的な照射済燃料の反応度事故時において想定される破損メカニズムと影響因子の関係を評価した。
柳澤 和章; 片西 昌司; 本間 功三*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 92-015, 211 Pages, 1992/02
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-2(MH-2)を用いたパルス照射がNSRRで1990年3月8日に実施された。当該燃料の発熱量は68cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-2に関して燃料棒再製作時のデータ。NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
柳澤 和章; 笹島 栄夫; 片西 昌司; 本間 功三*; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 三村 英明; 大枝 悦郎; 大和田 功; 本田 順一; et al.
JAERI-M 91-220, 186 Pages, 1992/01
NSRR計画の一環として、美浜2号機で照射された燃料集合体K4/G08から得たセグメント燃料K4-1を用いたパルス照射がNSRRで1989年11月28日に実施された。当該燃料の発熱量は60cal/g・fuelであり、炉内計装機器やパルス後の照射後試験データからは、破損と結びつく兆候は認められなかった。本報は、セグメント燃料K4-1に関して燃料棒再製作時のデータ、NSRR照射時の炉内データ及びパルス照射後のデータをまとめたものである。
丹沢 貞光; 更田 豊志; 本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-157, 84 Pages, 1991/09
本報告書は、1990年1月にNSRRにおいて実施された、JMTR前照射燃料を用いた第2回目の実験であるJM-2実験により得られた実験データを取りまとめたものである。実験に使用した燃料は、PWR(1414)型の短尺燃料であり、材料試験炉において約26,800MWd/tの燃焼度まで前照射を受けたものである。燃料のパルス照射は、新しく開発した二重容器型の実験カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行った。パルス照射による燃料の発熱量は、FPの化学分析により、116cal/g・UO(ピークエンタルピでいえば87cal/g・UO)以下と評価された。本実験では、燃料の破損は生じなかった。本報告書には、実験条件と実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及びパルス照射後行われた試験検査の結果が含まれている。
石島 清見; 丹沢 貞光; 更田 豊志; 本間 功三*; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-127, 77 Pages, 1991/08
本報告書は、1989年7月にNSRRにおいて実施された第1回目の照射済燃料実験であるJM-1実験により得られた実験データを取りまとめたものである。実験に使用した燃料は、PWR(1414)型の短尺燃料であり、材料試験炉JMTRにおいて約20,000MWd/tの燃焼度まで予備照射を受けたものである。燃料のパルス照射は、新しく開発した二重容器型の実験カプセルを用い、大気圧・室温の静止水冷却条件下で行った。パルス照射による燃料の発熱量は、FPの化学分析により126cal/g・UO(ピーク燃料エンタルピでいえば95cal/g・UO)以下と評価された。本実験では燃料は破損しなかった。本報告書には、実験条件と実験方法、燃料燃焼度の測定結果、パルス照射時の燃料の過渡挙動及びパルス照射後行われた試験検査の結果が含まれている。
柳澤 和章; 片西 昌司; 笹島 栄夫; 本間 功三*; 藤城 俊夫
Proc. of the Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance; Fuel for the 90s, p.850 - 861, 1991/00
美浜2号機にて、燃焼度39MWd/kgUまで照射を行なった1414PWR型燃料棒(有効発熱長約3.6m)を切断し、有効発熱長約0.12mの短尺燃料棒を作製した。この燃料棒の内圧は予備照射終了時で4.66MPaであり、初期加圧量は3.24MPaであった。また、予備照射終了時の燃料棒内ガス組成は99.3%He+0.1%Kr+0.6%Xeであり、初期加圧時は殆どが純ヘリウムであった。短尺化した燃料棒に対し、4.23MPaまでHeにてガス充填を行い、NSRR照射カプセルに封入後、約58cal/g fuelの発熱量を与えるパルス実験を行なった。また、照射後(パルス照射後)試験も実施した。この結果、(1)予備照射中の燃料からのFPガス放出率は0.17%であった。パルス照射による追加ガス放出率は3.7%であった。後者は、バースト放出であろう事が、全相試験から指定された。(2)燃料破損は生じなかったが、約0.43%の軸方向伸び歪(最大)が観察された。(3)被覆管表面温度は100Cに達したが、DNBは観られなかった。
本間 功三; 橋本 政男; 古田 照夫; 大友 隆; 川崎 了
JAERI-M 6602, 21 Pages, 1976/06
軽水炉の冷却喪失事故におけるジルカルイ破覆管の内面酸化挙動を模擬するために、滞留水蒸気雰囲気下でジルカロイ-水蒸気反応実験を行なった。滞留水蒸気中での酸化反応量は水蒸気流中で酸化させた場合より著しく減少した。滞留水蒸気との反応によって酸化した試料の延性はリング圧縮試験によって調べた。水蒸気流中で同一温度時間酸化させた試料と比べると、延性は著しく低下した。滞留水蒸気中で酸化させた試料には水素がかなり吸収されたいたが、水蒸気流中で酸化させた試料には水素はほとんど含まれていなかった。従って、滞留水蒸気にさらされる場合の酸化挙動は、酸化反応量は減少するが延性は水素の吸収があるために低下することがわかった。
古田 照夫; 橋本 政男; 大友 隆; 川崎 了; 本間 功三*
JAERI-M 6339, 17 Pages, 1975/12
軽水炉の冷却材喪失事故条件における燃料棒の変形および内面酸化挙動について、加圧水型炉模擬燃料棒を用いて検討した。燃料棒の変形は昇温速度の影響をうけ初期内圧が高くなるにつれて低い温度で破裂するため、最大固変形量は大きくなるが、燃料棒の変形範囲は初期内圧が低い場合にむしろ広くなる。肉厚減少は初期内圧が高いほど大きくなる。内面酸化の程度は破裂開口部の大きさと水蒸気流量によって異なり、内面に粗で膜厚が厚い被膜が生成される場合がある。燃料棒軸方向の内面酸化は破裂部を中心として76mm以内であることが判った。