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論文

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO$$_{2}$$ and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

論文

燃料被覆管用改良合金の照射成長挙動

垣内 一雄; 天谷 政樹

日本原子力学会和文論文誌, 19(1), p.24 - 33, 2020/03

原子力事業者は、既存の発電用軽水炉のさらなる有効活用と安全性向上等のため、軽水炉燃料被覆管の組成を従来の材料から変更することで外表面腐食量や水素吸収量の抑制を図った改良型Zr燃料被覆管合金の開発を進めてきている。この改良合金Zr試料を対象として、試験用原子炉(ノルウェー・ハルデン炉)を用いた照射成長試験を実施した。種々の組成を有する改良合金Zr燃料被覆管からクーポン状の試験片を作製し、照射試験リグに装荷して、ハルデン炉の水ループ内で約8$$times$$10$$^{21}$$(n/cm$$^{2}$$、E$$>$$1MeV)まで照射した。照射温度は240, 300及び320$$^{circ}$$Cであり、照射温度300及び320$$^{circ}$$Cにおける水化学条件は商用PWR条件を模擬したもの、また照射温度240$$^{circ}$$Cについてはハルデン炉の冷却材条件であった。原子炉の停止期間中及び照射試験終了時には試験片の外観観察並びに試験片の長さ及び重量測定を行った。長さの変化量から求めた照射成長量は、照射温度、被覆管の製造時熱処理条件、製造時に添加した水素量等の条件が同じ場合、合金組成によらず同程度であった。また、照射成長量と照射欠陥の蓄積及び回復挙動との関係が改良合金においても示唆された。

論文

第31回核燃料部会夏期セミナー開催報告

垣内 一雄

核燃料, (55-1), p.25 - 30, 2019/12

本報は、2019年7月10$$sim$$12日に宮城県松島町で開催した、第31回核燃料部会夏期セミナーの概要について述べたものである。

論文

燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting)2019開催報告

垣内 一雄

核燃料, (55-1), p.21 - 24, 2019/12

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国内外の専門家との間で軽水炉燃料の安全性に係る情報交換や議論を目的とした国際会議「燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting: FSRM)」を開催している。本報は、2019年10月28-29日に茨城県水戸市で開催した、FSRM2019の概要について述べたものである。

論文

Irradiation growth behavior of improved Zr-based alloys for fuel cladding

天谷 政樹; 垣内 一雄; 三原 武

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1048 - 1056, 2019/09

New fuel cladding alloys of which composition was changed from conventional ones have been developed by nuclear fuel vendors and utilities. Since the irradiation growth of fuel cladding is one of the most important parameters which determine the dimensional stability of fuel rod and/or fuel assembly during normal operation, the irradiation growth behavior of the improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding was investigated. The coupon specimens were prepared from fuel cladding tubes with various kinds of improved Zr-based alloys. The specimens were loaded into test rigs and had been irradiated in the Halden reactor in Norway under several coolant temperature conditions up to a fast-neutron fluence of $$sim$$7.8$$times$$10$$^{21}$$ (n/cm$$^{2}$$, E $$>$$ 1 MeV). Irradiation conditions such as specimen temperatures had been continuously monitored during the irradiation. During and after the irradiation, the amount of irradiation growth of each specimen was evaluated as a part of the interim and final inspections. The effect of the difference in alloy composition on the amount of irradiation growth seemed insignificant if the other conditions e.g. the final heat treatment condition at fabrication and the irradiation temperature were the same.

論文

Behavior of LWR fuels with additives under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹; 谷口 良徳; 垣内 一雄

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.544 - 550, 2019/09

In order to assess effects of additives for fuel pellet on the fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA), fuels with additives irradiated in commercial light water reactors (LWRs) in Europe up to high burnup were subjected to pulse-irradiation experiments in Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Two tests were performed: test LS-4 with chromia-doped UO$$_{2}$$ and Zry-2 cladding with liner and test OS-1 with ADOPT$$^{rm TM}$$ (chromia-and-alumina-doped UO$$_{2}$$) pellet and Zry-2 cladding with liner. The test fuel rod of LS-4 did not fail. The test fuel rod of OS-1 was considered to be failed by hydride-assisted pellet-cladding mechanical interaction (PCMI). The fuel failure limit in OS-1 was the lowest among the test results ever obtained at the NSRR in similar burnup range. The morphology of the hydrides precipitated in the fuel cladding of OS-1 was investigated by metallography and compared with previous results obtained in JAEA in connection focusing fuel failure limit. It was suggested that the observed lower limit of fuel failure was related to the amount and length of the hydride precipitated along the radial direction of cladding.

論文

Behavior of high-burnup LWR-MOX fuel under a reactivity-initiated accident condition

谷口 良徳; 宇田川 豊; 三原 武; 天谷 政樹; 垣内 一雄

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.551 - 558, 2019/09

A pulse-irradiation test CN-1 on a high-burnup MOX fuel with M5$$^{TM}$$ cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Although the transient signals obtained during the pulse-irradiation test did not show any signs of the occurrence of PCMI failure, the failure of the test fuel rod was confirmed from the visual inspection carried out after test CN-1. Analyses using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS were also performed in order to investigate the fuel behavior during normal operation and pulse-irradiation regarding the test fuel rod of CN-1, and the results were consistent with this observation result. These experimental and calculation results suggested that the failure of test fuel rod of CN-1 was not caused by hydride-assisted PCMI but high-temperature rupture following the increase in rod internal pressure. The occurrence of this failure mode might be related to the ductility remained in the M5$$^{TM}$$ cladding owing to its low content of the hydrogen absorbed during normal operation.

論文

燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting)2018

谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

核燃料, (54-1), p.16 - 19, 2019/03

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国内外の専門家との間で軽水炉燃料の安全性に係る情報交換や議論を目的とした国際会議「燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting: FSRM)」を開催している。本報は、2018年10月30-31日に茨城県水戸市で開催した、FSRM2018の概要について述べたものである。

論文

Technical basis of accident tolerant fuel updated under a Japanese R&D project

山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。

論文

Safety evaluation of accident tolerant fuel with SiC/SiC cladding

佐藤 寿樹*; 武内 豊*; 垣内 一雄*; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

2015年以降、既存軽水炉に事故耐性燃料を適用するための技術基盤を整備することを目的に掲げて、新たに日本国内の研究開発プロジェクトが立ち上がった。炭化ケイ素(SiC)は、事故耐性燃料候補材料の一つであり、本プログラムにおいて適用性に関する広範囲の研究が実施されている。本プログラムの研究の一つとして、設計基準内での燃料ふるまい解析を含めた新たな手順を開発し、それを用いて予備的な解析を実施した。解析の結果として、ジルカロイとSiCでは、典型的な過渡事象や冷却水喪失挙動において大きな違いは無いことが結論付けられた。

口頭

Non-destructive oxide thickness measurement for BWR fuel rod "Development of crud removal technique"

佐藤 篤司; 椎名 秀徳; 片岡 健太郎*; 大友 進*; 垣内 一雄*; 大平 幸一*; 板垣 登*; 神永 敬久; 木村 康彦; 鈴木 和博; et al.

no journal, , 

Oxide thickness measurements of irradiated fuel rods by eddy current test (ECT) method are generally applied for Post Irradiation Examination. But the oxide thickness of BWR type spent fuel rod by ECT is thicker than that by metallography because of the crud deposited on the fuel rod surface. Normally, the hard crud is not so thick, but the hard crud has magnetic property, and this property causes systematic error on oxide thickness measurement by Estate new crud removal technique which could remove the hard crud without removing oxide layer has been developed.

口頭

ウラニア・ジルコニア固溶体の機械的性質に対するO/M影響評価

矢野 公彦; 鍛治 直也; 鷲谷 忠博; 齋木 洋平*; 垣内 一雄*; 金岡 拓哉*; 牟田 浩明*; 山中 伸介*

no journal, , 

ウラニア・ジルコニア固溶体(以下、(Uy,Zr1-y)O$$_{2}$$$$pm$$x)について、O/Mをパラメータとして機械的性質のうちビッカース硬さ,弾性率,破壊靱性を測定し、これらの物性に対するO/Mの影響を確認した。

口頭

安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発,3; BWR用SiC複合材料

垣内 一雄*; 佐藤 寿樹*; 石橋 良*; 近藤 貴夫*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行

no journal, , 

事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けてBWR燃料材料用SiC複合材料の開発を進めている。本発表では平成28年度に得られた成果の概要を紹介する。

口頭

安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発,1; 全体概要

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 白数 訓子; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が開始された。我が国においても、2011年以降に様々な関連のプロジェクトが立ち上がる中、本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの支援を受けたプロジェクトの一つとして、国内の軽水炉燃料設計、安全性評価、材料開発を実施してきた人材、解析ツール、ノウハウ、及び経験を十分に活かしつつ、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に2015年10月より開始された。本プロジェクトの成果は、全16件を4つのシリーズ発表に分けて行う。本発表では、最初のシリーズ発表において、プロジェクトの全体概要を説明する。

口頭

BWR炉心安全性向上のためのSiC材料適用に向けた研究開発,2; SiC被覆管を用いたプラント過渡解析評価

武内 豊*; 垣内 一雄*; 佐藤 寿樹*; 白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎

no journal, , 

SiCを被覆管に適用した場合の過渡並びにLOCA時の燃料棒挙動を、現行のZry被覆管燃料挙動と比較し、事故耐性燃料(ATF)開発にあたっての設計基準(DBA)事象の観点からの開発課題を整理・検討する。

口頭

安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発,3; BWR用SiC

佐藤 寿樹*; 垣内 一雄*; 石橋 良*; 池側 智彦*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発として、BWR用被覆管, チャンネルボックスへの適用を目指したSiC複合材料の開発を進めている。本発表では、平成29年度に実施した成果の概要を紹介する(RIA解析の評価は本学会にて別途シリーズ発表する)。

口頭

BWR炉心安全性向上のためのSiC材料適用に向けた研究開発,3; SiC被覆管燃料炉心のRIA解析評価

堀江 英樹*; 武内 豊*; 垣内 一雄*; 佐藤 寿樹*; 白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

SiCを被覆管に適用した燃料挙動を現行のZry被覆管燃料と比較し、事故耐性燃料開発における課題を整理・検討した。前報(1)において、プラント過渡安全解析コードTRACTTMを用いた過渡挙動評価の結果を、燃料棒ふるまい解析コードFEMAXIの被覆管表面における熱水力境界条件として与えることで、プラントの熱水力挙動と燃料棒の機械挙動を連携して解析評価する手法を開発し、LOCA等での解析結果を報告した。本報では、反応度投入事故(RIA)を対象に評価した。

口頭

Status of ALPS-II program

垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹

no journal, , 

OECD/CABRI水ループ計画(CIP)は仏CABRI炉を用いて反応度事故(RIA)時の燃料挙動を解明することを目的としており、原子力機構はCIPに対して一部のNSRR実験データを提供している。本会議で、現在NSRRで計画している高燃焼度燃料を対象としたRIA模擬試験について概要や進捗を示し、CIPへの提供データを選定する際に必要な情報を提供するものである。

口頭

Status of fission gas dynamics test

垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹

no journal, , 

RIA時の燃料ペレットからのFPガス過渡放出に着目したFission Gas Dynamics試験の準備状況について説明する。従来のRIA試験で用いられていた歪みゲージ式の圧力計はNSRRパルス照射の影響で信頼性を確保できないため、LVDT(差動トランス)を用いた圧力計を開発し、NSRRでの最終特性試験の後、高燃焼度燃料を用いた試験を実施する計画である。

口頭

高燃焼度改良型燃料の反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)条件下における挙動,6; 高燃焼度改良被覆管の高温酸化挙動

垣内 一雄; 成川 隆文; 小畑 裕希; 天谷 政樹

no journal, , 

高燃焼度改良型燃料被覆管に対し冷却材喪失事故を模擬した高温酸化試験を実施した。その結果、燃焼の進展及び被覆管材質の変更に伴う酸化速度の著しい変化は見られなかった。

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