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論文

Boiling Water Reactor fuel behavior under Reactivity-Initiated-Accident conditions at burnup of 41 to 45 GWd/tonneU

中村 武彦; 吉永 真希夫; 高橋 正人*; 小此木 一成*; 石島 清見

Nuclear Technology, 129(2), p.141 - 151, 2000/02

 被引用回数:14 パーセンタイル:66.73(Nuclear Science & Technology)

燃焼度41-45GWd/tUのBWR燃料の冷温待機条件から反応度事故時挙動を調べる実験をNSRRで実施した。実験には福島第一発電所3号機で照射した現行の国産燃料である8$$times$$8BJ型(StepI)燃料を実験的に短尺化して用いた。実験ではパルス照射により、ピーク燃料エンタルピ293~607J/g(70-145cal/g)となる発熱を約20ms間に与えた。燃料被覆管は、最高約1.5%の塑性変形を生じたが、十分な延性を保っており、ペレット-被覆管機械的相互作用による破損は生じず、健全であった。パルス照射によるFPガス放出はピークエンタルピと定常照射条件に依存し3.1~8.2%であった。

論文

MOX fuel behavior under reactivity accident conditions

笹島 栄夫; 更田 豊志; 石島 清見; 菊池 圭一*; 安部 智之*

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

高燃焼度UO$$_{2}$$燃料を用いたNSRR実験で、破損しきい値の低下が明らかにされたことから、MOX燃料についても、これらのことを確認する必要がある。我が国では、軽水炉でMOX燃料を燃やすプルサーマル計画や、MOX燃料の高燃焼度化計画が進められている。MOX燃料の軽水炉での利用に関しては、UO$$_{2}$$燃料と両立することが重要であり、核的及び熱水力的な特性がUO$$_{2}$$燃料と同等となるよう燃料を設計する必要がある。この計画を円滑に進めるためには、通常運転時及び過渡時の燃焼の進んだ燃料のふるまいを把握することが重要である。これに合わせて、NSRRでは平成7年度から照射済MOX燃料を用いたパルス照射実験を実施している。パルス照射実験に供する試験燃料は、新型転換炉(ATR)原型炉「ふげん」において燃焼度約20GWd/tまでベース照射したMOX燃料をNSRR実験用に短尺化したものを用いている。本報告では、これまでに行われた4回の実験について、破損しきい値、FPガス放出等の反応度事故時の燃料挙動を報告する。

論文

Mechanical energy generation during high burnup fuel failure under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志; 石島 清見

Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/00

本報告では、NSRR照射済燃料実験JMH-5及びTK-2の結果に基づき、反応度事故条件下における高燃焼度燃料破損時の機械的エネルギー発生について論ずる。HBO-1実験に代表されるPCMI破損例では、被覆管縦割れ及び燃料微粒子化が生じ、冷却材中で衝撃圧力が発生した。しかし、機械的エネルギーの発生については未確認であったため、新たに水塊速度計を備えた照射済燃料実験を実施した。その結果、JMH-5及びTK-2実験においてPCMI破損時の機械的エネルギー発生を観測した。その発生要因として、被覆管からの高温・高圧ガス噴出、及び燃料微粒子/冷却材の接触による蒸気発生を検討したが、過渡記録及び燃料照射後試験結果から、後者がより支配的であるとの結論に達した。また、燃料溶融なしでも燃料/冷却材の接触で機械的エネルギーが発生し得ることを、粒子状の未照射燃料を用いた実験により確認した。

報告書

NSRR照射済燃料実験での発熱量評価; JMTR照射燃料

中村 武彦; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 鈴木 敏夫*; 高橋 正人*; 細山田 龍二*; 石島 清見

JAERI-Research 98-052, 55 Pages, 1998/09

JAERI-Research-98-052.pdf:2.6MB

NSRRでは燃焼の進んだ燃料のパルス照射実験により、反応度事故時挙動を調べる実験を実施している。反応度事故の大きさの指標である発熱量は、パルス照射により生成されたFP量の測定により評価する。照射済燃料の場合は、定常照射中の燃焼により生成したFPが、パルス実験時の生成量に比べて桁違いに大きいため、測定は簡単でない。この最も重要な実験パラメータである発熱量を精度よく評価するため、短半減期FP Ba-140を化学分離後定量する手法を開発した。さらにNSRR炉心核計算により実験燃料と炉心出力のカップリング係数を求めた。本報告書では、これらの測定・解析手法及び結果を、実験燃料の燃焼度と発熱量について、JMTR予備照射燃料についてまとめた。実測と解析の比較検討の結果、信頼性の高い発熱量と残留核分裂性物質の関係が得られた。

報告書

NSRR実験用未照射ウラン水素化ジルコニウム燃料の製作

笹島 栄夫; 更田 豊志; 石島 清見; 黒羽 裕; 池田 良和; 会沢 啓一*

JAERI-Tech 98-031, 225 Pages, 1998/08

JAERI-Tech-98-031.pdf:8.91MB

NSRRでは、代表的な研究・訓練用原子炉であるTRIGA炉用燃料として世界的に使用されているウラン水素化ジルコニウム燃料の反応度事故時の破損しきい値及び燃料挙動を調べることを目的として、パルス照射試験を計画し、その実施へ向けて準備を進めている。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の設計・製作及び組立並びにパルス照射前検査をとりまとめたものである。その実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発、安全評価に大きく資するものと期待される。

報告書

高燃焼度PWR燃料の照射後試験データ; 燃料棒:B15(燃料集合体:NO1G13)

土内 義浩*; 石島 清見; 山原 武

JAERI-Data/Code 98-002, 24 Pages, 1998/02

JAERI-Data-Code-98-002.pdf:1.02MB

本報告書は、NSRRでのパルス照射実験の供試燃料棒として、関西電力株式会社より日本原子力研究所に譲渡された照射済燃料棒B15(燃料集合体:NO1G13)に関するもので、大飯1号機における照射試験の後に実施された燃料検査の結果についてとりまとめたものである。当該燃料棒は、軽水炉燃料挙動に対する高燃料度化の影響を評価するため、関西電力株式会社をはじめとするPWR5電力と原子燃料工業株式会社の共同研究として大飯1号機48MWd/kgU先行照射試験において照射された。電力共同研究の一環として、照射試験に引き続き、B15燃料棒に対しては、非破壊試験((1)燃料棒外観検査、(2)燃料棒寸法測定、(3)渦電流探傷試験、(4)酸化膜厚さ測定試験)及び破壊検査((5)パンクチャーテスト)が実施された。高燃焼度燃料の燃料挙動は設計において認められている範囲内であった。

論文

反応度事故時挙動

石島 清見; 更田 豊志

プルトニウム燃料工学, p.421 - 451, 1998/01

日本原子力研究所のNSRRでは、原子力安全委員会が策定した安全研究年次計画に基づき、反応度事故条件下における軽水炉燃料の挙動に及ぼす燃焼の効果を解明するための実験研究を進めている。最近は、高燃焼度燃料を対象とする実験に力点を置いている。本報告では、NSRRにおける最近の成果に基づき、高燃焼度軽水炉燃料の反応度事故実験挙動、特に、PCMI破損について述べるとともに、フランスにおけるCABRI実験の成果の概要についても紹介する。

論文

The Status of the RIA test program in the NSRR

更田 豊志; 中村 武彦; 石島 清見

NUREG/CP-0162, 2, p.179 - 198, 1998/00

NSRRにおいて実施している高燃焼度燃料実験について、最新の成果を報告する。部分体先行照射燃料を対象としたPWR燃料実験に加えて、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を使用したPWR燃料を対象とした最新の実験においても、被覆管外面腐食がより進んだ上部から採取した試験燃料において破損を生じた。水素吸収に伴う被覆管強度の低下に加えて、急速なFPガス放出が被覆管に対する強い負荷となって、破損しきい値の低下を招いている可能性が高い。機械的エネルギの発生においても、FPガス放出が強く影響していることが示唆された。また、BWR燃料実験についても併せて報告する。

論文

NSRR pulse irradiation experiments and tube burst tests

更田 豊志; 永瀬 文久; 中村 武彦; 上塚 寛; 石島 清見

NUREG/CP-0166, 3, p.223 - 241, 1998/00

高燃焼度軽水炉燃料を対象とするNSRR実験及び炉外分離効果試験について、最近の成果を報告する。PWR燃料実験では、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を使用した燃料の実験においても、被覆管外面腐植がより進んだ上部から採取した試験燃料において破損を生じており、さらに機械的エネルギーの発生と微粒子化した燃料の冷却水中への放出を確認した。一方、BWR燃料実験においては燃焼度45MWd/kgU、ピーク燃料エンタルピ約150cal/gまでの範囲で破損は生じていない。また、高燃焼度PWR燃料の破損要因となっている燃料ペレット/被覆管機械的相互作用に対する、被覆管水素吸収量及び水素化物偏在の効果を定量化するために実施した水素吸収被覆管の高速バースト試験の結果を報告する。

論文

Fuel failure and fission gas release in high burnup PWR fuels under RIA conditions

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 石島 清見

Journal of Nuclear Materials, 248, p.249 - 256, 1997/00

 被引用回数:44 パーセンタイル:93.59(Materials Science, Multidisciplinary)

NSRRで実施している高燃焼度PWR燃料(燃料度50MWd/kgU)のパルス照射実験では、水素吸収の影響による被覆管外面側の脆化が起因となった、低い燃料エンタルピレベルでのPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損や、極めて大量のFPガス放出、燃料ペレットの微粒子化など、燃焼度42MWd/kgUまでの照射済PWR燃料実験では見られなかった数多くの現象が観測されている。本論文では、被覆管外周部近傍での水素化物の偏析が亀裂発生に及ぼす影響、結晶粒界に蓄積されたFPガスの急速膨張に基づくFPガスの放出並びに燃料ペレットの微粒子化モデルなどについて論ずる。

論文

NSRR/RIA experiments with high burnup PWR fuels

更田 豊志; 笹島 栄夫; 土内 義浩*; 森 行秀*; 中村 武彦; 石島 清見

Proc. of 1997 Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.669 - 676, 1997/00

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。燃焼度42MWd/kgUまでの範囲においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることが示されたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、これを下回る約60cal/g・fuelでPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)による有効発熱部全体に亘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。引き続いて行った高燃焼度PWR燃料実験においても、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を用いた実験では、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。

論文

Fission gas induced cladding deformation of LWR fuel rods under reactivity initiated accident conditions

中村 武彦; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 石島 清見

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(12), p.924 - 935, 1996/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:68.21(Nuclear Science & Technology)

原子炉安全性研究炉(NSRR)では燃焼の進んだ軽水炉燃料の反応度事故時挙動を調べるパルス照射実験を実施している。同実験では、未照射燃料での実験結果に比べて非常に大きい被覆管の周方向変形が観測され、最大約10%に達した。燃料ペレットの熱膨張のみを考慮する現状の軽水炉燃料挙動解析コードでは、この変形を1%以下に過小評価する。また、これらの実験では核分裂ガスの放出も最大22%に達した。これらの実験結果を記述するため、結晶粒界に蓄積された核分裂ガスがパルス照射により加圧され、結晶粒界割れを起こし、被覆管を変形させるモデルを開発し、燃料挙動解析コードFRAP-T6に導入した。結晶粒界割れを生じさせたFPガスは、実験初期には燃料内に留り被覆管の変形を生じさせ、その後放出されるものとした。この変形モデルは、未照射燃料の熱膨張モデルとして検証されたGAPCONモデルと併用することにより、照射済燃料を用いたENSRR実験結果を良く再現した。

論文

Progress of the RIA experiments with high burnup fuels and their evaluation in JAERI

石島 清見; 更田 豊志

NUREG/CP-0157, 1, p.93 - 105, 1996/10

高燃焼度PWR燃料を用い、NSRRにおいて進められているRIA実験の最近の成果について報告する。実験条件、過渡記録、照射後試験結果等について紹介する。特に、PCMI破損が生じたHBO-5実験については、金相試験の結果等に基づき検討を行う。

論文

Transient elongation of a fresh fuel rod under reactivity initiated accident conditions

石島 清見; 中村 武彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(3), p.229 - 238, 1996/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:54.47(Nuclear Science & Technology)

高燃焼度燃料は反応度事故において、燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用(PCMI)により、脆化した被覆管に破損が生ずる可能性がある。このPCMIは、燃料ペレットの出力暴走による急速な膨張によって生ずる.反応度事故時のPCMI挙動を調べる炉内実験を日本原子力研究所の原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いて行った。実験はPCMIの基本的挙動を理解するため、照射の効果を排除して、まず未照射燃料を用いて行った。作動変圧型伸び計を用いて、大気圧室温条件およびBWRの運転条件を模擬した高温高圧条件での燃料ペレットおよび被覆管の過渡伸びを測定した。また、FRAP-T6コードを用いて燃料棒の過渡挙動の予備解析を行い実験結果の理解を深めた。

論文

Hydrogen generation during cladding/coolant interactions under reactivity initiated accident conditions

更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 33(1), p.43 - 51, 1996/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:39.51(Nuclear Science & Technology)

反応度事故条件下では、被覆管温度の上昇に伴う被覆管と水蒸気の反応によって、水素が発生する。発生した水素気泡は冷却材流動上の問題などを引き起こす可能性がある一方、事故発生直後のランアウト出力抑制に強い効果を持つことが予測される。そこで反応度事故時の水素発生挙動を調べるために、PWR型燃料棒を用いてNSRRでパルス照射を行い、中性子・ガンマ線照射条件下でも使用可能な振動板式密度計を開発することによって水素発生量の過渡変化を測定するとともに、照射後の被覆管の酸化状態を調べ、総水素発生量を評価した。短時間での大量の水素発生が予測され、冷却材流動やランアウト出力抑制に大きな影響があることが明らかとなった。また総水素発生量は被覆管の欠陥状態に強く依存することがわかった。更に、PRECIP-IIコードを用いて予備的な解析を行い、比較的緩やかな条件には同コードが適用可能であることを示した。

論文

Postulated mechanisms on the failure of 50MWd/kgU PWR fuel in the NSRR experiment and the related research programs in JAERI

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。

論文

Modeling and analysis of thermal-hydraulic response of uranium-aluminum reactor fuel plates under transient heatup conditions

S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見; 古平 恒夫

NUREG/CP-0142 (Vol. 4), 0, p.2957 - 2976, 1996/00

米国オークリッジ研究所で設計・開発が進められている新型研究炉Advanced Neutron Source Reactorでは、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料が使用されるが、現在NSRRではこの燃料を模擬したミニプレート型試験燃料のパルス照射実験を実施している。そこで、NSRR実験条件(強サブクール、自然対流冷却条件)下における同燃料の熱水力挙動について、3次元コードHEATING-7を使用した解析を実施し、解析結果とパルス照射時に測定された被覆材表面温度の過渡記録との比較を通じて、熱伝達モデルの検証を行った。強サブクール条件下における過渡核沸騰熱伝達については、これまでに得られているデータが極めて限られているが、定常核沸騰の場合の3.4~5.4倍の熱伝達率を仮定することによって、解析結果と実験結果の極めて良い一致が得られた。

論文

New results from the NSRR experiments with high burnup fuel

更田 豊志; 石島 清見; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 藤城 俊夫

NUREG/CP-0149 (Vol. 1), 0, p.45 - 63, 1996/00

NSRRにおいて実施している高燃焼度燃料実験について、最新の成果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの照射済燃料実験においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることを示す結果が得られたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの部分体先行照射燃料を対象とした高燃焼度PWR燃料実験では、破損目安値を下回る約60cal/g・fuelで被覆管に破損を生じた。この実験では、被覆管に有効発熱部全体に亘る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。破損の発生は、被覆管の水素吸収による延性低下の寄与を伴う燃料ペレット/被覆管機械的相互作用(PCMI)によるものと考えられる。また、燃料ペレットは冷却材中に分散し、極めて細かい微粒子となって回収された。

論文

NSRR/RIA experiments with high-burnup PWR fuels

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。

報告書

Behavior of irradiated PWR fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test MH-3

笹島 栄夫; 更田 豊志; 森 行秀*; 石島 清見; 小林 晋昇; 山原 武; 助川 友英; 伊藤 忠春

JAERI-Research 95-087, 179 Pages, 1995/12

JAERI-Research-95-087.pdf:12.06MB

本報告書は、NSRRにおいて実施した美浜2号機照射済PWR燃料を用いた第3回目の反応度模擬実験であるMH-3について、実験方法、パルス照射前の燃料検査結果、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実験データを整理し、考察を加えたものである。実験に使用した試験燃料は、関西電力(株)美浜2号機で照射された14$$times$$14PWR型燃料棒を短尺加工したものであり、燃料燃焼度は38.9MWd/kgUであった。

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