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Li, F.
no journal, ,
To better understand the failure limit of fuel cladding during the PCMI phase of an RIA, pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of CW and RX were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the failure strain of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of SR cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. The rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CWSR
RX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.
岡田 裕史
no journal, ,
In order to evaluate the fracture resistance of cladding tube against a seismic loading which might be applied following LOCA, four-point-bending-test has been conducted. In consideration of previous studies and results, the effect of the amount of oxidation on the maximum bending stress of pre-hydrided test rod with small amount of ballooning was investigated in this study. Based on the obtained results, the maximum bending stress of pre-hydrided test rod decreased compared with that of as-received test rod. In addition, it is considered that the decrease in maximum bending stress is almost determined by hydrogen concentration after simulated LOCA test. According to this trend, it is expected that the maximum bending stress at ballooned-and-ruptured region in pre-hydrided cladding tube is determined by hydrogen concentration after simulated LOCA and its value is similar to the data obtained in this study and literature data.
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、発電用軽水炉燃料に関する現在の規制基準の妥当性評価、新しい燃料材料で構成される改良型燃料に関する規制のための技術的知見の取得拡充、及び規制に活用可能な燃料挙動解析技術の開発等である。本発表では、原子力機構における反応度事故模擬実験、冷却材喪失事故模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良等の現状について報告する。
宇田川 豊
no journal, ,
This presentation 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 PCMI-related parameters between the OS-1 rod and other BWR rods 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.
Negyesi, M.
no journal, ,
The study is concerned with high temperature steam oxidation behaviour of Zry-4 fuel cladding. The effect of the experimental setting and the specimen surface roughness on the oxidation rate is addressed. The presented results show strong influence of the degree of oxidation upon the heat-up phase on the subsequent isothermal oxidation behaviour. On the other hand, the effect of the specimen surface roughness has not been clearly evidenced. The results were also compared to literature data.
三原 武
no journal, ,
原子力機構安全研究センターが取り組んでいる安全研究の内、反応度事故時の燃料挙動に関する研究の状況と最近の成果について説明する。特に昨年度実施した添加物入りBWR燃料を対象とした室温条件下のRIA模擬実験において最近実施された照射後試験結果を中心に紹介し、被覆管に析出した径方向水素化物が低い破損限界の原因である可能性があることが改めて確認されたこと、放出されたペレット粒径分布が従来の燃料とは異なる傾向があること等、最近の実験結果から得られた知見を報告する。
成川 隆文
no journal, ,
JAEA has performed a wide range of loss-of-coolant-accident (LOCA) studies in response to fuel-burnup extension, new experimental results, and the accident at NPPs. Currently, new LOCA tests are ongoing in JAEA to evaluate fuel behavior under LOCA conditions including the phenomena of fuel fragmentation, relocation, and dispersal (FFRD) and the mechanical strength of fuel cladding tubes during the post-LOCA long-term core cooling period. These test results, including those obtained from the future study, are expected to provide the necessary information for the future regulation on high-burnup fuels.
谷口 良徳
no journal, ,
欧州で高燃焼度まで照射されたMOX燃料について、反応度事故(RIA)時における安全評価に必要なデータ及び知見を取得するため、NSRRを用いたRIA模擬実験(CN-1実験)の照射後試験及び燃料挙動解析コードRANNSを用いた燃料挙動解析を実施した。実験後の外観観察及びX線撮影から本燃料棒に膨れ破損が生じたことが示唆され、FPガス放出に起因した燃料棒内外圧差による被覆管の膨れの兆候が観察された。X線撮影及びRANNSから評価された被覆管ひずみ量を比較することにより本燃料棒の破損時刻が推定され、本燃料棒はピーク燃料エンタルピ到達後に破損した可能性が高いことがわかった。
垣内 一雄
no journal, ,
高燃焼度MOX燃料(BZ-3, BZ-4)に対するパルス照射試験前後のペレットSEM-EPMAデータを用いて、反応度事故(RIA)時におけるMOX燃料ペレットからの核分裂生成ガス(FPガス)放出を評価した。PuスポットでのXe放出の相対変化量及びペレット外周部のクラックによる放出を考慮した結果、Puスポットからの放出は、BZ-4で約5%、BZ-3で約10%と評価された。パンクチャー試験による実測値との比較から、パルス照射実験中にはPuスポット以外の領域からもFPガスが放出されることが示唆された。
田崎 雄大
no journal, ,
軽水炉で用いられる燃料棒の内部では、核分裂に伴いFPガスがペレットからある割合で放出され、密閉された燃料棒の内圧を上昇させる。この圧力上昇が過度になると被覆管の破損に繋がる可能性があることから、燃料の設計や安全評価においてはFPガス放出率を評価することが重要である。そのため、原子力機構ではFPガス放出率を含めた軽水炉燃料棒のふるまいを評価するために、燃料ふるまい解析コードFEMAXIを開発している。しかしながら、MOX燃料のような製造方法によって微細組織の非均質性に違いが出る燃料を解析対象とする場合、FEMAXIの持つFPガス放出モデリングは1種類の結晶粒しか用意していないため、この違いを考慮した解析ができない。MOX燃料のFPガス放出メカニズムを実験結果に基づきFEMAXIで詳細に調べるためには、この違いを考慮したFPガス放出モデルの改良が必要である。この研究では、プルトニウム組成の異なる2種類の結晶粒を設け、それぞれから放出されるFPガスをこれらの結晶組織が占める体積割合で加重平均するモデルを考えた。そして、ペレット内結晶組織の均質性に違いがある2つのMOX燃料の試験炉照射試験結果について、改良モデルを使用したケースと使用しなかったケースを解析・比較したところ、実験結果に見られる傾向と定性的な一致が見られ、今回導入したモデルの考え方が妥当であることが分かった。