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論文

Behavior of fuel with zirconium alloy cladding in reactivity-initiated accident and loss-of-coolant accident

更田 豊志*; 永瀬 文久

Zirconium in the Nuclear Industry; 18th International Symposium (ASTM STP 1597), p.52 - 92, 2018/01

事故時の燃料ふるまいに関する理解を進めることを目的に、20年以上にわたり広範な研究計画を実施してきた。本研究計画では、NSRRにおけるパルス照射実験、被覆管機械試験、RANNSコードの開発と検証といったRIA研究、熱衝撃試験、酸化速度評価試験、被覆管機械試験といったLOCA研究、FEMAXI-6コードの開発や検証等を行い、国内外の規制基準に対する直接的、間接的に技術的な基盤となる知見やデータを提供した。本論文は、主な成果をとりまとめ、また今後の研究ニーズを示すものであり、ASTMのKroll賞受賞記念論文である。

論文

Transient response of LWR fuels (RIA)

更田 豊志

Comprehensive Nuclear Materials, 2, p.579 - 593, 2012/02

Comprehensive Nuclear Materials will provide broad ranging, validated summaries of all of the major topics in the field of nuclear material research for fission as well as fusion reactor systems. The four volume work will consist of an extensive collection of comprehensive review articles written by a team of leading experts. Attention will be given to the fundamental scientific aspects of nuclear materials: fuel and structural materials for fission reactors, waste materials, and materials for fusion reactors. The chapter aims to provide a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and to show experimental data providing technical basis with the current RIA-related regulatory criteria in Japan.

論文

Ring compression ductility of high-burnup fuel cladding after exposure to simulated LOCA conditions

永瀬 文久; 中頭 利則; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(11), p.1369 - 1376, 2011/11

LOCA模擬実験で破裂、1405から1484Kで酸化、急冷した高燃焼度燃料被覆管から採取した試験片に対しリング圧縮試験を行った。破損歪みと最大荷重は酸化量と水素濃度とともに減少した。300ないし400ppm以上の水素濃度では被覆管の脆化が見られた。LOCA模擬試験ではすべての被覆管が破断しなかったのに対し、リング圧縮試験では多くの試料が塑性変形せずに破損した。破断基準と脆化基準との間の明確な違いは、2つの試験における応力条件の違いによるものと考えられる。

論文

Thermal conductivity evaluation of high burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet

天谷 政樹; 中村 仁一; 永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Materials, 414(2), p.303 - 308, 2011/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:39.29(Materials Science, Multidisciplinary)

高燃焼度の混合酸化物(MOX)燃料の挙動を評価するためには、燃料温度を正確に評価することが重要である。その燃料温度評価に必要なMOX燃料ペレットの熱伝導率評価式を提案した。Klemensの理論、未照射(U,Pu)O$$_{2}$$及び照射済UO$$_{2}$$ペレットの熱伝導率を利用し、燃焼度とPu濃度の影響を含むMOX燃料ペレットの熱伝導率評価式を導出した。高燃焼度MOX燃料の温度を上記評価式及び熱伝導率積分法で評価し、試験炉照射中の燃料温度測定値と比較した。両者はよく一致したことから、提案したMOXペレットの熱伝導率評価式は妥当と考えられる。

論文

Behavior of coated fuel particle of High-Temperature Gas-cooled Reactor under reactivity-initiated accident conditions

梅田 幹; 杉山 智之; 永瀬 文久; 更田 豊志; 植田 祥平; 沢 和弘

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(11), p.991 - 997, 2010/11

In order to clarify the failure mechanism and determine the failure limit of the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) fuel under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, pulse irradiations were performed with unirradiated coated fuel particles at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). The energy deposition ranged from 580 to 1,870 J/gUO$$_{2}$$ in the pulse irradiations and the estimated peak temperature at the center of the fuel particle ranged from about 1,510 to 3,950 K. Detailed examinations after the pulse irradiations showed that the coated fuel particles failed above about 1,400 J/gUO$$_{2}$$ where the peak fuel temperature reached over the melting point of UO$$_{2}$$ fuel. It was also shown that the coated fuel particle was failed by the mechanical interaction between the melted and swelled fuel kernel and the coating layer under RIA conditions.

論文

Behavior of high burnup LWR fuels during design-basis accidents; Key observations and an outline of the coming program

更田 豊志; 永瀬 文久; 杉山 智之; 天谷 政樹

Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance Meeting/TopFuel/WRFPM (CD-ROM), p.244 - 253, 2010/09

日本原子力研究開発機構安全研究センターが原子力安全・保安院から受託している事業について、第1期計画及び第2期計画の概要を示す。さらに、反応度事故時の燃料挙動、冷却材喪失事故時の燃料挙動のそれぞれについて研究の現状に対する認識、今後の課題、規制上の改善点などについて論じる。

論文

Ab initio study on plane defects in zirconium-hydrogen solid solution and zirconium hydride

宇田川 豊; 山口 正剛; 阿部 弘亨*; 関村 直人*; 更田 豊志

Acta Materialia, 58(11), p.3927 - 3938, 2010/06

 被引用回数:57 パーセンタイル:4.36(Materials Science, Multidisciplinary)

In order to elucidate the origin of the hydrogen-induced embrittlement of zirconium alloys, we here evaluate the surface energy (SE) and unstable stacking energy (USE) of Zr-H systems by making ab initio calculations. For solid solutions we found decrease in SE and USE with increased H/Zr ratio. For the hydride, we found 25% smaller SE and 200 to 300% larger USE than pure zirconium. This indicates that zirconium hydride is extremely brittle, due to the synergistic effect of small SE relative to pure zirconium, indicating easy generation of fractures on the surface, and large relative USE, indicating difficulty in dislocation motion. Furthermore, Rice's parameter D of ductility/brittleness becomes 1.1-1.5 in hydride, indicating that brittle fracture occurs more readily than iridium. These results seem enough to attribute hydrogen embrittlement of zirconium alloys substantially to the fundamentally brittle nature of the hydride itself.

論文

Evaluation of initial temperature effect on transient fuel behavior under simulated reactivity-initiated accident conditions

杉山 智之; 宇田川 豊; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(5), p.439 - 448, 2010/05

To evaluate possible effect of initial temperature on the fuel behavior, such as cladding deformation and fission gas release, in a reactivity-initiated accident, two comparative tests were performed on identical high burnup PWR fuel rods at different temperatures in the NSRR. Two tests RH-1 and RH-2 were performed, respectively, at room temperature and $$sim$$280 $$^{circ}$$C which corresponds to the hot zero power of PWR. The test rods did not fail in the both tests against fuel enthalpy increases of 462 and 378 J/g, respectively. The results of the two tests were consistent to those of previous tests at room temperature, if data were plotted as a function of the peak fuel enthalpy, not of the maximum increase of enthalpy. Computer analysis with the RANNS code confirmed that the cladding residual strain in RH-2 was driven only by the pellet thermal expansion and that the gas-induced strain did not occur because the cladding temperature did not reach high enough to enhance creep deformation.

論文

Identification of radical position of fission gas release in high-burnup fuel pellets under RIA conditions

笹島 栄夫; 杉山 智之; 中頭 利則; 永瀬 文久; 中村 武彦; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(2), p.202 - 210, 2010/02

高燃焼度燃料を対象として、反応度事故(RIA)模擬したパルス照射実験をNSRRにおいて実施した。パルス照射後のパンクチャー試験より、FPガス組成((Xe/Kr)比)を測定した。XeとKrの生成割合がペレット径方向位置に応じて異なることから主たるガス放出の位置を推定した。高燃焼度PWR燃料では、ペレット径方向の全領域からFPガス放出が生じていることを示した。一方、高燃焼度BWR燃料では、ペレット中心、又は、中間領域から放出されたことを示した。計算コードによるパルス照射時のペレット熱応力分布の解析結果も、測定結果を支持するものであった。これらよりRIA時のFPガス放出について、ペレット外周部に存在するリム部からの選択的な放出がなかったことを示した。

論文

Relationship between changes in the crystal lattice strain and thermal conductivity of high burnup UO$$_2$$ pellets

天谷 政樹; 中村 仁一; 更田 豊志; 高阪 裕二*

Journal of Nuclear Materials, 396(1), p.32 - 42, 2010/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.61(Materials Science, Multidisciplinary)

2種類のディスク状UO$$_2$$試料を試験炉にてそれぞれ60及び130GWd/tまで照射した。試料の微細組織を光学顕微鏡観察,SEM/EPMA及び微小X線回折法により調べた。試料の熱拡散率を測定し、熱伝導率を評価した。熱伝導率測定結果から、試料に蓄積された照射欠陥の量が各試料の照射条件に依存することが示唆される。熱拡散率測定前後での格子定数,歪みエネルギー密度の比較から、1200から1500Kの温度領域で見られる熱伝導率の回復は転位の移動に関係していると考えられる。

論文

Fuel safety limits; Experimental results and pending questions

Vitanza, C.*; 更田 豊志

EUROSAFE Tribune (Internet), 16, p.13 - 17, 2009/11

Considerable experimental effort has been made in the last decade to produce experimental data in support of the definition of fuel safety limits for a variety of fuel designs and considering the effect of burn-up. In particular, tests have been performed in specialized laboratories to address the fuel safety limits at conditions representative of design basis accidents, i.e. Reactivity Initiated Accident (RIA) and Loss-of-Coolant Accidents. In addition to assessing the effect of burn-up, the main focus of these tests has been on the safety performance of different cladding types, especially for PWR fuels. The main outcome of these efforts is discussed in this article.

論文

Stress intensity factor at the tip of cladding incipient crack in RIA-simulating experiments for high burnup PWR fuels

宇田川 豊; 鈴木 元衛; 杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(10), p.1012 - 1021, 2009/10

RIA-simulating experiments for high burnup PWR fuels have been performed in the NSRR and stress intensity factor $$K$$$$_{rm I}$$ I at the tip of cladding incipient crack has been evaluated in order to investigate its validity as a PCMI failure threshold in RIA conditions. An incipient crack depth was determined by observation of the metallographs. Hoop stress in cladding periphery during the pulse power transient was calculated by the RANNS code. Failure in elastic deformation range has never occurred with $$K$$$$_{rm I}$$ of less than 17 MPa m$$^{1/2}$$.

論文

Thermal conductivity change in high burnup MOX fuel pellet

中村 仁一; 天谷 政樹; 永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(9), p.944 - 952, 2009/09

高燃焼度MOX燃料棒とUO$$_{2}$$燃料棒が商用炉BWRで照射された燃料棒から再加工された。試験燃料棒には、燃料中心温度計,燃料棒伸び計,内圧計が取り付けられ、ノルウェーのハルデン炉(HBWR)で再照射された。MOX燃料棒とUO$$_{2}$$燃料棒の燃焼度はそれぞれ84GWd/tHMtと72GWd/tに達した。燃料中心温度は、照射試験中連続して測定された。高燃焼度燃料の熱伝導率変化を測定温度と燃料挙動解析コードFEMAXI-6による計算データを比較することにより評価した。比較結果からMOX燃料の熱伝導率が約80GWd/tの高燃焼度においてはUO$$_{2}$$の熱伝導率と同程度であることが示唆された。熱伝導率に影響を与える固溶性FPや照射欠陥の蓄積効果が高燃焼度領域で支配的になるため、Pu原子の不純物効果が燃焼度の増加とともに次第に減少すると考えられる。

論文

Numerical analysis and simulation of behavior of high burnup PWR fuel pulse-irradiated in reactivity-initiated accident conditions

鈴木 元衛; 杉山 智之; 宇田川 豊; 永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of OECD/NEA Workshop on Nuclear Fuel Behaviour during Reactivity Initiated Accidents (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09

高燃焼度PWR燃料を用いて、高温高圧水中で行われた2ケースのNSRR実験をRANNSコードで解析した。一方のケースでは被覆管は破損し、他方のケースでは非破損であったがDNBが発生した。解析結果は破損した被覆管の金相観察と比較され、破損を決める条件が、初期クラック深さや温度,応力の観点から考察された。これらの評価に基づき、初期温度の効果に関する感度解析、及び商用炉での仮想的なパルス照射条件でのシミュレーションを行った。これらの結果を相互に比較し、被覆管の破損の可能性について考察した。

論文

Applicability of NSRR room/high temperature test results to fuel safety evaluation under power reactor conditions

杉山 智之; 梅田 幹; 宇田川 豊; 笹島 栄夫; 鈴木 元衛; 更田 豊志

Proceedings of OECD/NEA Workshop on Nuclear Fuel Behaviour during Reactivity Initiated Accidents (CD-ROM), 12 Pages, 2009/09

Pulse irradiation tests of high burnup light water reactor fuels were performed at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in order to investigate transient fuel behavior and fuel failure limit under the reactivity-initiated accident (RIA) conditions. This paper presents new data from the NSRR high temperature tests at 250 to 290 $$^{circ}$$C as well as data from the room temperature tests at around 20 $$^{circ}$$C, and discusses the applicability of these data to the fuel safety evaluation under power reactor conditions.

論文

Microstructure and mechanical property changes in fuel cladding during RIA-type temperature transients

永瀬 文久; 杉山 智之; 更田 豊志

Proceedings of OECD/NEA Workshop on Nuclear Fuel Behaviour during Reactivity Initiated Accidents (CD-ROM), 8 Pages, 2009/09

温度遷移における燃料被覆管のミクロ組織及び機械特性の変化を調べ、さまざまなRIA条件下での広範な温度範囲における燃料挙動を評価するために実験を行った。被覆管の延性は温度上昇とともに基本的に増大する。水素化した被覆管の延性は300から473Kの間で明確に増大するが、473から573Kでの増大は小さい。RIAタイプの速い温度遷移では再結晶による延性増大は期待できない。一方、1100K以上で起こる相変態は急激に起こり機械特性に影響を及ぼす。870K以上では水素化物リム中の水素化物が固溶するため、水素化物リムが及ぼす影響はないと考えられる。

論文

Current RIA-related regulatory criteria in Japan and their technical basis

更田 豊志; 杉山 智之

Proceedings of OECD/NEA Workshop on Nuclear Fuel Behaviour during Reactivity Initiated Accidents (CD-ROM), 12 Pages, 2009/09

This paper will describe current Japanese regulatory criteria concerning fuel behavior during postulated reactivity-initiated accident (RIA) and experimental data providing technical basis with those criteria. The current safety evaluation guideline for the reactivity-initiated events in light water reactors was established by the Nuclear Safety Commission (NSC) of Japan in 1984 based mainly on the results of the NSRR experiments. In the guideline, an absolute limit of fuel enthalpy during an RIA is defined to avoid mechanical forces generation. The guideline also defines an allowable limit of fuel enthalpy for fuel design as a function of difference between rod internal pressure and system pressure. Because only limited number of data had been available, a series of experiments with pre-irradiated fuel rods were initiated in 1989 in the NSRR. After a series of experiments, the NSC issued a regulatory report regarding behavior of burnup fuels during a postulated RIA in 1998.

論文

Comparative analysis on behavior of high burnup PWR fuels pulse-irradiated in reactivity-initiated accident conditions

鈴木 元衛; 杉山 智之; 宇田川 豊; 永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.473 - 479, 2009/09

高燃焼度PWR燃料を用いて、反応度事故条件下で行われた二ケースのNSRR実験をRANNSコードにより解析し、比較した。1ケースは室温大気圧の静止水中で行われ、他ケースは高温7MPaの静止水中で行われ、いずれも破損した。これらの燃料の速い過渡時のふるまい、特に燃料棒の温度,ペレット被覆管機械的相互作用,被覆管の応力歪みなどをRANNSコードにより解析し、その結果を実験における観察と比較検討した。金相観察は、被覆管がクラックの先端より発生したマクロな剪断すべりによって破損したことを示している。解析による破損時塑性歪み(円周方向平均値)は、金相観察から得た局所ひずみ量を全周で平均化した値と同程度となった。

論文

Effect of initial coolant temperature on mechanical fuel failure under reactivity-initiated accident conditions

杉山 智之; 梅田 幹; 笹島 栄夫; 鈴木 元衛; 更田 豊志

Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.489 - 496, 2009/09

Pulse irradiation tests, simulating reactivity-initiated accidents (RIAs), were performed on high burnup fuels at high temperature (HT) in the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR). The NSRR tests have provided data of fuel failure limit against the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at RIAs, but the coolant temperature in the previous tests was limited to room temperature (RT) of around 20 $$^{circ}$$C. Therefore, the obtained failure limits could be very conservative for RIAs at hot zero power or at operation. The possible effect of initial coolant temperature on the PCMI failure limit was investigated using a newly developed test capsule which can achieve 290 $$^{circ}$$C. PWR and BWR fuel rods were tested both at RT and HT conditions. Comparison of the test results indicated that the increased cladding ductility at HT raised the failure limit. Hence, the PCMI failure criterion based on the NSRR RT data has more than adequate safety margin for RIAs at HT condition.

論文

Cladding embrittlement under LOCA conditions, examined by two test methodologies

永瀬 文久; 中頭 利則; 更田 豊志

Proceedings of Top Fuel 2009 (DVD-ROM), p.527 - 537, 2009/09

LOCA時の被覆管脆化を調べるために、日本においてはLOCA過程を模擬した実験を、欧米においては酸化した被覆管のリング圧縮試験を行っている。2つの試験手法を比較し高燃焼度燃料に適した安全基準を検討するために、LOCA模擬試験に供した高燃焼度燃料被覆管に対し135$$^{circ}$$Cでのリング圧縮試験を行った。酸化温度範囲は約1130から1210$$^{circ}$$C、酸化量は約11から22%ECR、水素濃度は約200から1400ppmである。LOCA模擬試験では急冷時にも破断しなかった被覆管がリング圧縮試験では塑性変形をせずに破損した。急冷までに燃料に加わる負荷を考えれば、リング圧縮試験により得られる結果は保守的であると考えられる。

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