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三原 武
no journal, ,
添加物入りBWR燃料を対象とした反応度事故(RIA)模擬実験OS-1を原子炉安全性研究炉(NSRR)にて実施した結果、従来の傾向に比べ低い破損限界が得られた。この原因分析に関して、最近の追加実験による成果も踏まえた検討状況を報告する。特に、高燃焼度BWR燃料を対象として2019年度及び2020年度に実施した比較RIA模擬実験の結果に基づく分析・考察として、被覆管中で径方向に配向した水素化物が破損限界を低下させた重要な因子であること、またこのような被覆管状態が成立する上で添加物入り燃料ペレットの寄与があったと考えられることを示す。また、これまでに得られた他の解析結果や知見も踏まえ、原子力機構として現状考えている破損限界低下の機構を整理・提示し、会議での議論に供する。
谷口 良徳
no journal, ,
近年、高燃焼度M5被覆MOX燃料を対象として実施された室温大気圧条件下での反応度事故(RIA)模擬実験(CN-1)において、従来高燃焼度PWR/BWR燃料で観察されてきたペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)破損とは異なる、内圧破損と思しき破損挙動が確認された。この破損モードでは、PCMI破損に比べ破損挙動が冷却材温度及び燃料棒内外圧差条件の影響を受けやすいと考えられ、これら境界条件の影響の把握が安全評価上重要となる。本研究では、CN-1実験に供した燃料と同一のセグメント燃料から切り出した試験燃料棒を用いて、より実炉条件に近い高温高圧冷却水かつ燃料棒予加圧条件下でのRIA模擬実験(CN-2実験、ピーク燃料エンタルピ増分: 560J/g)を実施した。実験時過渡計測及び実験後外観観察により燃料の破損が確認され、CN-1実験燃料(ピーク燃料エンタルピ増分: 670J/g)を有意に下回るピーク燃料エンタルピで高温破裂破損が生じることがわかった。また、CN-1実験後燃料の照射後試験として、外径測定及び破損開口部周辺の白付着物の元素分析を実施し、同実験では燃料ペレットの熱膨張により到達しうる水準を有意に超え、且つ局所的な変形が被覆管に生じたこと、また白付着物分析で得られた主要元素はFe, Ni, Cs, Moであり、RIA条件下で発生した高温酸化に由来するものではない可能性が高いことがわかった。
成川 隆文
no journal, ,
Currently, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) is planning and conducting new loss-of-coolant-accident (LOCA) tests to evaluate the behavior of high burnup fuels under LOCA conditions including fuel fragmentation, relocation and dispersion (FFRD) phenomena. The current status and plan of these tests is presented.