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三原 武
no journal, ,
燃焼の進んだ燃料の反応度事故模擬実験でみられているペレット被覆管相互作用(PCMI)破損に関し、被覆管に生じる多軸応力がその変形及び破損挙動に及ぼす影響を調べた。未照射の応力除去焼鈍被覆管に径方向水素化物配向処理を施した試料を対象に、室温で周応力に対する軸応力の応力比0.75で二軸荷重負荷試験を実施した。取得した軸・周応力及び軸・周ひずみから軸・周方向応力ひずみ曲線を求めた。これらの曲線から、配向処理なしの試料は塑性範囲で破損したのに対し、同処理有の試料は弾性範囲内で破損した。また、破損部断面金相より、径方向に水素化物配向した試料は径方向にき裂が進展しやすい傾向があったこと、及び破損時の周方向ひずみがNSRRにおけるRIA模擬試験で破損した高燃焼度BWR燃料のそれと同等であったことから、本試験で炉外で高燃焼度BWR燃料のPCMI破損を再現できる可能性を示した。また、配向処理ありの試料でき裂が被覆管肉厚中央部にも観察されたことから、き裂が中央部でも発生し、進展することで破損に至る可能性があることを示した。
三原 武
no journal, ,
JAEA launched ALPS-II program in 2010 in order to obtain regulatory data for advanced fuels. Post-irradiation examinations of reactivity-initiated accident (RIA) simulated tests on the advanced fuels (VA-5, -6, -7, -8) have been performed. VA-5, -7 and VA-6, -8 were 17
17-PWR-type fuels with stress-relieved and recrystallized M-MDA cladding tubes, respectively, and irradiated to 80 GWd/tU. Comparison of metallographs between VA-5 and VA-6 suggests that that the radial propagation direction caused by radial hydride precipitates for RX cladding is the reason for the lower failure enthalpy increase. The diameter change of VA-7 shows that the deformation of fuel cladding was affected by the increase of rod internal gas pressure during the RIA test. Appearance and X-ray radiograph of VA-8 show that the fuel pellets were not released from the inside of the cladding.
天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構における燃料安全研究の目的は、軽水炉燃料に関する現在の規制基準及び安全裕度の妥当性評価、新材料からなる改良型燃料に関する規制のためのデータ及び技術的知見の取得、及び規制に活用可能な燃料挙動解析ツールの提供、等である。本発表では、最近原子力機構で進めている反応度事故(RIA)模擬試験、冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良の進捗等について、概況を報告する。
天谷 政樹
no journal, ,
発電用原子炉施設の安全性を評価するための設計基準事故として、反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)がある。日本において、これらの事故における燃料の破損及び破断の発生を判断するための基準が改訂されてから長期間が経過し、この間に、種々の新材料を使用した改良型燃料の開発や事故時燃料挙動に係る新しいデータ及び技術的知見の蓄積が進んだことから、これらを反映すべく基準の見直しが考えられている。本発表では、RIA時のペレット被覆管相互作用(PCMI)破損及びLOCA時の燃料破断に係る現在の規制基準の概要について示すと共に、改訂後に蓄積されたデータ及び技術的知見を反映して見直した場合にどうなるか、について報告する。
山内 紹裕*; 天谷 政樹
no journal, ,
DSCを用いて、冷間加工、応力除去焼きなまし、再結晶焼きなましZry-4の水素固溶限及び比熱を測定した。水素の加熱中の固溶に対応する固溶限は再結晶焼きなまし、応力除去焼きなまし、冷間加工材の順に大きくなった。また、水素化物固溶に伴う吸熱反応により、試料の見かけの比熱が大きくなった。測定結果より、被覆管製造工程における熱処理が水素化物固溶挙動に影響を及ぼすことが示唆された。
成川 隆文
no journal, ,
JAEA has conducted studies on fuel behaviors under loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions with both unirradiated and high-burnup advanced fuel cladding tube materials. As a result, various kinds of information have been obtained on behaviors of these cladding tube materials under LOCA conditions: oxidation, ballooning, rupture, thermal shock resistance (fracture/non-fracture conditions), post-LOCA mechanical strength, etc. In addition, new LOCA tests are planned at JAEA for the purpose of investigating effects of phenomena of fuel fragmentation, relocation and dispersal (FFRD) on fuel behaviors and coolability of reactor core during a LOCA. It is expected that these results including those obtained by the future study provide necessary information for future regulation on high-burnup fuels with advanced cladding alloys.
谷口 良徳
no journal, ,
反応度投入事象に係る評価指針の根拠の一つとなったSPERT-CDC 859実験(SPERT859実験)と破損時エンタルピは異なるが照射条件が同様であり定量的な実験データの報告が多いSPERT-CDC 756実験(SPERT756実験)について、試験燃料棒の破損挙動に対する被覆管腐食の影響を燃料挙動解析コードFEMAXI-7及びRANNSを用いて解析した。この結果、SPERT756実験の試験燃料被覆管には通常の商用炉燃料に比べ非常に大きな腐食が生じていたこと、同等の被覆管腐食が生じていたと考えられるSPERT859実験の破損時エンタルピが低くなった原因は予備照射中に被覆管に吸収された水素吸収量の高さにあることが示唆された。
Li, F.
no journal, ,
Biaxial EDC tests have been performed with hydride Zircaloy-4 cladding tubes. Typical strain ratios under RIA conditions, which varies from 0 to 1, pre-crack depth of 0.04mm, 0.05mm and 0.08mm, and hydrogen content of 100ppm to 300ppm, were considered as key parameters of the experiments. The results showed that the failure limit was the lowest under a ratio of 0.5, and that deeper pre-crack depth lead to lower failure limit. Hydrogen content decreased the failure limit through the formation of zirconium hydride in the cladding, and the failure limit was dependent on the unidimensional hydride length under a strain ratio of 0, and bidimensional under a strain ratio of 0.5.
岡田 裕史
no journal, ,
In a case where a pinhole leak occurs in a fuel rod incidentally, it is possible that coolant enters the fuel rod through the pinhole. Since knowledge about the behavior of the fuel rod with a pinhole under LOCA conditions is limited, semi-integral quench tests were performed with non-irradiated zircaloy-4 fuel cladding tubes with a pinhole in order to investigate the difference in the fracture behaviors between normal and leaker fuels under LOCA conditions. Initially injected water affected the oxidation behavior of the inner surface of cladding during the test, and the fracture boundary of the test rod was dependent on not only the axial restrained condition during the test but also the existence of a pinhole and initially injected water. This tendency seemed to be related to the amount of oxidation of cladding inner surface caused by the steam which remained in or entered the test rod during the test.
湯村 尚典
no journal, ,
膨れ破裂後、LOCA時の温度履歴を模擬した条件下で酸化させた未照射被覆管を用いて4点曲げ試験を実施した。その結果、膨れ量の増加もしくはECRの増加に伴い曲げ強度が減少することが分かった。膨れ部の金相観察を行った結果、膨れ量およびECRの増加と金属相内のprior-betaの肉厚減少に強い相関があり、過去のリング衝撃圧縮試験と同様にprior-betaの肉厚が曲げ強度に影響していることが分かった。本実験結果を基に膨れ量とECRからprior-betaの肉厚および曲げ強度の予測式を作成した。この予測式は実験結果および公開データを
5N-m程度の精度で再現した。
Zheng, X.; 杉山 智之
no journal, ,
A suite of methodologies has been developed at JAEA for the source term uncertainty and sensitivity analyses during nuclear reactor severe accidents. Using the methodologies and integral severe accident codes, the uncertainty range of source term estimation can be quantified, and most influential factors can be identified. As shown in the results, some parameters from core component failure models have significant importance on the source term analysis. This study can lay groundwork for the improvement of numerical core component failure modeling in integral nuclear reactor severe accident simulation.
Negyesi, M.
no journal, ,
The presentation deals with oxidation behavior of Zry-4 fuel cladding during severe accidents of LWR. Zry-4 fuel cladding was exposed in steam-air mixtures at temperatures of 1273-1473 K. Specimen weight gain was measured, metallographic observations were carried out, hydrogen uptake was determined and ring compression tests were conducted. It was found out that the oxidation behavior of Zry-4 may be affected significantly by the experimental setting. Higher air fraction in steam accelerated the oxidation kinetics substantially. The kinetics of the oxide and 
-Zr(O) layers have been also assessed. Substantial hydrogen pick-ups were measured, strongly depending on the air fraction. As a consequence, the mechanical properties deteriorated significantly.