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宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/10
Previously, the fuel enthalpy in high burnup fuel tests at the NSRR had been evaluated by the procedure based on the short-life fission product measurement. But a part of the results showed significant scattering even within the similar tests with similar fuels, which should have showed similar fuel enthalpies. Hence, an alternative procedure, which is based on the evaluation of total amount of fissile materials evaluated by mass analysis, was developed. This procedure does not require quickness and is repeatable, so it is applicable even many years later if the fuel sample is available. The recent procedure was thus applied to the tests before 2003, whose burnups are below 60 GWd/tU. It was shown that the fuel enthalpy had been significantly underestimated in the tests with high burnup PWR fuels: the test series HBO and TK.
成川 隆文; 天谷 政樹
Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/09
Phenomena of fuel fragmentation, relocation and dispersal have been observed in several experiments on very-high-burnup fuels under simulated loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions using a test reactor. In order to improve the prediction of the phenomena, ballooning and rupture behaviors of cladding under simulated LOCA conditions were investigated by performing laboratory-scale experiments in which internally pressurized non-irradiated Zircaloy-4 (Zry-4) claddings were heated to burst. The maximum circumferential strains of the ballooned claddings were strongly dependent on burst temperature and the trends seemed to depend on the heating rate in the experiment. Values of the maximum circumferential strain were normalized by dividing them by engineering hoop stress at the time of rupture. A correlation between the normalized values and the burst temperatures suggests that the fraction of 
phase in Zry-4 affects the extent of the strain of cladding ballooning.
佐藤 勇; 三輪 周平; 田中 康介; 中島 邦久; 廣沢 孝志; 岩崎 真歩; 大西 貴士; 逢坂 正彦; 高井 俊秀; 天谷 政樹; et al.
Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2014/09
シビアアクシデントに関する新たな研究計画を遂行し、BWRシステムにおけるFP放出及び移行挙動の評価を行う。この計画の目的は、CsとIに焦点を絞ったFP化学に関する実験データベースを用いて、FP放出・移行モデルの改良を行うことにある。この計画では、CsとIの化学という観点で制御棒材料であるB
Cに含まれているBの影響に注目した。モデル改良に用いられる実験データベースは、BWRの雰囲気をシミュレーションした幅広い酸素分圧及び水蒸気分圧用に新たに用意した試験機を用いて得られる結果から構成される予定である。これらの実験的研究・分析の準備状況が紹介される。加えて、一部の試験が実行に移され、こちらで想定した移行過程のひとつでCsとI移行に対するBの化学的影響を確認することができた。ここでは、Cs化合物とB蒸気またはエアロゾルの反応が生じていると考えられる。すなわち、この実験では析出したCsIに対するBの剥ぎ取り効果が観察された。
C control rod in severe accident of LWR白数 訓子; 倉田 正輝; 小川 徹*
Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2014/09
福島第一原子力発電所の過酷事故では、ジルカロイ被覆管や破損燃料が、BC制御棒と反応したことが考えられる。BやCは反応性が高く、FPや構造材と様々な化合物を形成することが考えられ、その蒸発挙動への影響や発熱など、BC制御材と破損燃料の間の化学反応で想定される様々な懸念に関する評価を熱力学平衡計算により試みた。酸素ポテンシャルは、Bのふるまいに大きく影響し、過酷事故が進展し酸素ポテンシャルが上昇すると、Bは多様な化合物を形成して蒸発する。また、BはSrやCsなど揮発系FP元素の蒸発挙動にも寄与する。Bの存在下では、酸化性雰囲気におけるSrの安定化合物がSr(OH)
からSrBOに変化しSrの蒸発が促進される。
倉田 正輝; 柴田 裕樹; 坂本 寛*; 藤 健彦*
Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/09
沸騰水型軽水炉の過酷事故においては、事故初期に制御棒ブレードの破損溶融が発生すると予想されている。模擬試験と解析モデル開発が、原子力機構,日立GEニュークリア・エナジー,日本核燃料開発,新日鐵住金の協力により進められている。不活性雰囲気での予備試験により、制御棒ブレードとジルカロイチャンネルボックスの間で複雑な化学反応が発生し、結果として、形成物は2種類に分離することが示された。一つめの形成物は低融解温度でZrリッチであり、ろうそくが滴下するように高温部分から低温部分に急速に移行した。もうひとつはステンレス材やホウ素などがリッチであり、1673K以上の温度で、融解することなく、機械的に崩落した。この反応の際に大きな発熱を観測した。VOF-FLUENTにより、予備的な制御棒ブレード崩落解析モデルを開発した。
坂本 寛*; 柴田 裕樹; 宇根 勝巳*; 大内 敦*; 青見 雅樹*; 倉田 正輝
Proceedings of 2014 Water Reactor Fuel Performance Meeting/ Top Fuel / LWR Fuel Performance Meeting (WRFPM 2014) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2014/09
水素吸収・放出に対する燃料被覆管に形成されている酸化膜の影響を調べるために、1073-1473Kの温度範囲の高温水蒸気で腐食させた被覆管外周表面の水素濃度の深さ分布を調べた。その結果、被覆管表面に形成された酸化膜は酸化に対しては保護膜となるのに対し、水素に対してはもはや保護膜にはならないことが示唆された。
逢坂 修一*; 吉田 綾一*; 山崎 友紀子*; 池田 弘幸*
no journal, ,
日本原燃は2010年よりMOX燃料加工工場(以下、J-MOX)を建設している。J-MOXでのMOXペレットの製造にあたり、粉末混合プロセスについては、仏のMELOX工場で大量のMOX燃料製造の実績があるMIMAS法を導入した。J-MOXでは原料Puとして、日本原燃の六ヶ所再処理工場で使用済燃料を再処理して得られるMH-MOX粉末を使用する。MH-MOX粉末は、PuとUの硝酸溶液からマイクロ波加熱によって直接脱硝された50wt%PuOと50wt%UOの混合酸化物粉末であり、この粉末製造方法は日本原子力研究開発機構で開発された技術である。MH-MOX粉末のMIMAS法への適合性については、これまでに実施した確証試験で確認している。MIMAS法は、各原料粉末を一次混合してPu富化度約30wt%の均一な粉末を得て、これに希釈ウランを添加し二次混合を実施して所定のPu富化度に調製する方法である。本発表では、これらの原料のうち、ウラン粉末及びスクラップ粉末を混合させた際のMOXペレット密度へ与える影響について報告する。