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谷口 良徳; 浦野 建太; 三原 武; 宇田川 豊; 垣内 一雄; 勝山 仁哉
Proceedings of TopFuel 2025; Nuclear Reactor Fuel Performance Conference (Internet), p.1292 - 1301, 2025/10
To investigate the fission gas release behavior of MOX fuel under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, a RIA-simulated test on a high-burnup MOX fuel irradiated up to about 64.5 GWd/t (Test FGD-3) was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in JAEA by using recently developed Fission Gas Dynamics (FGD) testing technique. The concept of the FGD tests is to evaluate fission gas release during RIA-simulated test by measuring the pressure transient inside a rigid chamber containing the test fuel rod. We utilize Linear Variable Differential Transformer (LVDT)-type pressure sensor which less affected by gamma and/or neutron field in the NSRR core than conventional strain gauge-type pressure sensor. The maximum fuel enthalpy during Test FGD-3 was evaluated as 276 J/g, which is almost the same value as that of a previous FGD test on a high-burnup UO
fuel (about 61 GWd/t) (Test FGD-2). The measured pressure increased from 0.1 MPa to eventually stabilized at about 0.75 MPa: this increase of pressure roughly corresponds to a transient FGR of about 28%, which is higher than that obtained in Test FGD-2 (about 18%). Sensitivity analyses of effective gas permeability for axial gas communication inside the FGD-3 test fuel rod using fuel performance code RANNS showed that apparent gas permeability of the FGD-3 fuel was much higher than that of the FGD-2 fuel. These results suggest that transient fission gas release from high-burnup MOX fuel exceeds that from UO fuel with similar burnup levels, and a significant portion released shortly after energy injection.
三原 武; 浦野 建太; 宇田川 豊
Proceedings of TopFuel 2024 (Internet), 9 Pages, 2024/10
To promote a better understanding of the fission gas behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) and its role in the thermo-mechanical loading in the fuel cladding, the Fission Gas Dynamics (FGD) test program has been developed in the framework of the JAEA and Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety (IRSN) cooperation. The concept of the FGD test is to understand the effect of fission gas release during a RIA test through transient measurement of the pressure inside a rigid chamber, which contains the test fuel, with its minimum deformation against pressure increase. Since the internal pressure sensor of strain gauge (SG) type used in previous RIA-simulated Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) tests is strongly affected by gamma and/or neutron field in the NSRR core, we adopted a new pressure sensor using a linear variable differential transducer (LVDT) for accurate pressure measurement with higher stability against pulse irradiation. JAEA has conducted the first NSRR-FGD test (FGD-1) on high-burnup fuel with doped pellets. In advance, difference in pressure response between LVDT-type and SG-type sensors was carefully examined as performance measure of the LVDT-type sensor. The response delay of the LVDT-type sensor compared with the SG-type one was estimated to be about 1.5 ms when the pressure increasing rate exceeded above 20 MPa/s. In the FGD-1 test, the LVDT-type pressure sensor detected a pressure rise of about 100 MPa/s just after the pulse irradiation, which confirmed the capability of this FGD testing technique to study the kinetics of rapid fission gas release during the simulated RIA conditions.
藤原 佑輔; 松井 泰; 永塚 健太郎; 長谷川 武史; 守田 圭介; 青木 健; 高橋 豪夫; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 本間 史隆; et al.
no journal, ,
高温ガス炉と水素製造等の熱利用施設を接続する配管内のヘリウムガスを循環させる、「磁気軸受」を採用したヘリウム循環機の開発成果として、空力部、磁気軸受及び高速モーターの要素試験結果を報告する。
浦野 建太; 伊藤 敦*; 高野 勇貴*; 大内 章央*; 平山 亮一*; 古澤 佳也*; 舟山 知夫*; 横田 裕一郎*
no journal, ,
DNA酸化産物8-ヒドロキシ-2'-デオキシグアノシン(8-OHdG)は、デオキシグアノシンの・OHとの反応産物であることはよく知られている。我々はこれまでに、重イオン線のトラック構造における低LET
線領域(penumbra)を可視化する目的で、シート状に加工したDNA(以後DNAシート)を材料に8-OHdGの蛍光抗体法による画像の解析を行ってきた。令和元年度の本学会で粒子のLETと原子番号の増加に伴い蛍光領域が増加(penumbra領域が増大)することを示唆した。しかしながら、その結果は、Chatterjee and Schaeferの計算結果と逆の傾向を示していた。この原因を探るため、本研究では、蛍光抗体法による画像に顕著に観察されるバックグラウンド蛍光に着目し、それを低減する過程を加えることによって、粒子種, LET毎に8-OHdG蛍光領域の再解析を行った。また、前回より粒子種、LETの種類を増やすことによって、より信頼性の高い結果を得ることを目指した。
松井 泰; 藤原 佑輔; 守田 圭介; 永塚 健太郎; 長谷川 武史; 青木 健; 近藤 誠; 澤畑 洋明; 本間 史隆; 高橋 豪夫; et al.
no journal, ,
原子力機構は、高温ガス炉の熱を利用した水素製造技術の実証を目的に、HTTRと水素製造施設を接続して水素製造を行うHTTR-熱利用試験を計画中である。本報告では、高温ガス炉と熱利用施設を接続する配管に設置され、異常時に原子炉施設と熱利用施設を隔離する高温隔離弁の技術開発に関し、シミュレーションによる設計成立性確認および溶接技術の開発状況を報告する。
浦野 建太; 伊藤 敦*; 高野 勇貴*; 大内 章央*; 平山 亮一*; 古澤 佳也*; 舟山 知夫*; 横田 裕一郎*
no journal, ,
DNA酸化産物8-ヒドロキシ-2'-デオキシグアノシン(8-OHdG)は、デオキシグアノシンの・OHとの反応産物であることはよく知られている。我々はこれまでに、重イオン線のトラック構造における線領域(ペナンブラ領域)におけるDNA損傷に着目し、水不溶性のシート状に加工したDNA(岡畑恵雄博士らにより開発されたもの、以後DNAシート)を用いて蛍光抗体法による可視化を行い、8-OHdGの生成領域が粒子種やLETにより変化する事を示してきた。令和元年度は、酸化損傷領域の広がりを定量化する目的で画像解析ソフトウェアImageJを用いて画像処理を行ったが、粒子痕由来の蛍光ドットと蛍光バックグラウンドの判別が難しいという問題点も明らかとなった。令和2年度は、バックグラウンドを除去する処理を考案し、酸化損傷領域のサイズを求め、Chatterjee and Schaeferによるトラック構造計算からのペナンブラサイズとの比較を行った。