Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08
被引用回数：3 パーセンタイル：95.99(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of 
5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.
17 type PWR fuel cladding tube under LOCA-simulated burst conditions古本 健一郎; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.500 - 511, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)In order to contribute to better modeling and evaluation of fuel fragmentation, relocation, and dispersal expected under loss of coolant accident (LOCA) conditions, LOCA-simulated cladding burst experiments were performed on as-received nonirradiated 17 17 type Zircaloy-4 cladding specimens that were internally pressurized. The experiments were designed to terminate at burst occurrence to focus on ballooning and rupture opening formation and to investigate the effects of various factors. The postburst cladding hoop strain decreased with the increase in azimuthal temperature distribution (ATD) of the cladding, as found previously. The rupture opening size increased with the increase in ATD and the increase in energy of the pressurized gas stored inside the pressure boundary of the test sample system. Comparison with the existing database, which included tests on irradiated rods containing fuel pellets, suggested that formation of the rupture opening was influenced by the characteristic behavior of high burnup fuels, such as limited gas migration in the cladding tube due to fuel-cladding bonding and interaction of the ejected fuel fragments with the cladding tube.
成川 隆文; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.68 - 78, 2020/01
被引用回数：2 パーセンタイル：21.58(Nuclear Science & Technology)To evaluate the fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 85 GWd/t: M-MDA
, low-tin ZIRLO, M5
, and Zircaloy-2 (LK3). In total eight integral thermal shock tests were performed for these specimens, simulating LOCA conditions including ballooning and rupture, oxidation, hydriding, and quenching. During the tests, the specimens were oxidized to 10% - 30% equivalent cladding reacted (ECR) at approximately 1473 K and were quenched under axial restraint load of approximately 520 - 530 N. The effects of burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes on the ballooning and rupture, oxidation, and hydriding under LOCA conditions were inconsiderable. Further, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture in the ECR values equal to or lower than the fracture limits of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube reported in previous studies. Therefore, it can be concluded that the fracture limit of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to approximately 85 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it slightly decreases with increasing initial hydrogen concentration.
湯村 尚典; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 120, p.798 - 804, 2018/10
被引用回数：6 パーセンタイル：52.79(Nuclear Science & Technology)To investigate the relationship between the fracture resistance of a cladding tube and the amount of deformation of the cladding tube due to ballooning and rupture during a loss-of-coolant accident (LOCA), four-point-bending tests were performed using non-irradiated Zircaloy-4 cladding tubes which experienced a LOCA-simulated sequence (ballooning, rupture, high temperature oxidation and quench). According to the obtained results, it was found that the maximum bending stress of the cladding tube after the LOCA-simulated sequence, which was defined as the fracture resistance, correlated to the average thickness of prior-
layer in the cladding tube. Based on the average thickness of prior- layer, the fracture resistance of the cladding tube with ballooning and rupture was expressed as functions of isothermal oxidation time and temperature and the maximum circumferential strain on the cladding tube.
O
doped UO fuel in reactivity initiated accident conditions柳澤 和章
Journal of Nuclear Science and Technology, 28(5), p.459 - 471, 1991/05
本報は、PWR型燃料の塑性流動を加速する目的で、0.29重量パーセントのニオブ(NbO)を添加した燃料による反応度事故(RIA)実験結果について、報告するものである。得られた結果は、以下の通りである。(1)供試添加燃料の破損しきい値は、RIAの安全審査に使用されている過去のNSRR実験データの破損しきい値を下回らなかった。(2)供試添加燃料の破損メカニズムは、被覆管の局所的なふくれによる破裂破損であった。この添加・加圧燃料と過去のNSRR実験に使用した無添加・加圧燃料の破損メカニズムには、有意な差はなかった。
山下 清信; 文沢 元雄; 石原 正博*
JAERI-M 89-222, 74 Pages, 1990/01
球状燃料を黒鉛バスケット内に装荷したペブル・イン・ブロック燃料の設計検討を行い、これを用いて高性能化を図った高性能高温工学試験研究炉の炉心概念検討を行った。その結果、炉心平均燃焼度、炉心平均出力密度及び最高高速中性子束等の増大が可能で有り、燃料濃縮度種類数を1種にした高性能高温工学試験研究炉の炉心の概略的な成立性の見通しを得た。達成された炉心平均燃焼度、炉心平均出力密度及び最高高速中性子束(E
0.18MeV)は各々97GWd/t、7.2W/cm
及び6.710
n/cm
/secである。本報は、ペブル・イン・ブロック燃料を用いた高性能高温工学試験研究炉の概念設計の検討結果について報告するものである。
山下 清信; 新藤 隆一
JAERI-M 87-015, 31 Pages, 1987/03
現在、日本原子力研究所が開発を進めている高温工学試験研究炉の試験計画の一つとして球状燃料を六角黒鉛ブロック内に装荷したペブル・イン・ブロック燃料の照射試験を予定している。そこで、高温ガス冷却・格子燃焼計算コ-ドDERIGHT-6(Revised)及び熱中性子炉体系標準解析コ-ドシステムSRACを用いて高温ガス炉用球状燃料の核特性解析を行うと共に、その解析精度の把握を目的として両コ-ドの解析結果の比較検討を行なった。主な特性解析項目を以下に示す。(1)格子無限増倍率 (2)燃焼特性 (3)燃料及び減速材の温度効果 これらの特性解析を通じて、両コ-ドで得られた核特性解析結果には良好な一致が見られたことから 両コ-ドにおける球状燃料に対する計算精度はほぼ同程度である事が明かとなった。
丹沢 貞光; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.23 - 32, 1986/01
被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)本報告書は、反応度事故条件下における浸水燃料の破裂による周辺燃料及びチャンネル・ボックスに対する影響を究明するために行ったインパイル実験及び解析の結果について述べたものである。流路管内で健全な燃料に囲まれた浸水燃料は、反応度事故時の出力の急上昇を模擬するために原子炉安全性研究炉(NSRR)で照射された。その結果、浸水燃料の破裂によって生ずる圧力パルスは、周辺燃料に対し殆ど機械的な影響を与えないが、流路管を膨らます原因となることが明らかになった。さらに、破裂領域での冷却水の排除は、周辺燃料の冷却を悪化し、破損しきい値を低減させた。また、STEALTH-Jコードを用いた2次元の解析により、落下した制御棒近傍の浸水燃料を含むBWRのチャンネル・ボックスが、圧力パルスにより変形し、その場所の制御棒の通路を塞ぐ可能性があることが明らかになった。
内田 正明; 大坪 直昭*
JAERI 1293, 82 Pages, 1984/11
本報告は冷却材喪失事故(LOCA)を中心とする軽水炉事故時における燃料挙動を解析するコードFRETAーBに開発に関する最終報告である。LOCA時に予想される被覆管に大きなふくれとそれによる流路閉塞の可能性を扱うため、FRETAーBにはバンドルの一部を構成する複数の燃料棒の挙動を、それらの間の相互作用を含めて同時解析する機能をもたせた。このため計算時間と記憶容量の抑制に注意を払った。、FRETAーBは燃料棒の変形とならんで、冷却材への伝熱を重点項目としている。最終バージョンだは、再冠水進行下の挙動も経験的モデルにより解析する機能を加えた。本報告は、FRETAーBの解析モデルを概説すると共に、入力マニュアルを付録として含んでいる。
川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 上塚 寛
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(3), p.246 - 253, 1983/00
被引用回数：3 パーセンタイル：44.38(Nuclear Science & Technology)燃料集合体のふくれによる冷却材流路の減少に及ぼす被覆管破裂温度の影響を調べるため、燃料棒内圧を変えた(これにより破裂温度が変る)4体の集合体の破裂試験を行った。破裂後、夫々の燃料棒のふくれと集合体中の流路断面の減少を測定した。集合体に於ても、燃料棒のふくれの破裂温度依存性は燃料単棒の場合と同様であり、
と+領域の境界附近で破裂する場合がもっとも大きかった。また流路断面の減少もこの場合がもっとも著しかった。
鈴木 元衛
Journal of Nuclear Science and Technology, 20(6), p.475 - 490, 1983/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故における、燃料集合体のふくれ変形中のジルカロイ被覆管に起きると想定されている熱的・機械的相互作用を調べるために、単一の模擬燃料棒を8本の非加圧外部発熱パイプの中央に置いた破裂試験を行った。その結果、このパイプと接触したふくれ変形中の被覆管の変形・破裂挙動は、単に発熱パイプと被覆管の間の温度差のみならず、ふくれ変形が起きる際の内圧と温度にも依存することが見出された。また観察と解析により、被覆間のフープ引張応力は、ふくれつつある被覆管の接触面に生ずる変曲点において最大となることが見出された。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 82-012, 122 Pages, 1982/03
本報告書は、1981年1月から同年6月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(高発熱量試験、標準燃料再現性確認試験)、燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験、ステンレス鋼被覆燃料試験、ギャップガスパラメータ試験、脆化被覆管燃料試験)、冷却条パラメータ試験(強制対流試験、バンドル燃料試験)、欠陥燃料試験(浸水燃料試験、擦過腐食燃料試験)、破損伝播試験、ペレット破砕試験、水ループ試験、および燃料破損可視試験の総計38回である。
斎藤 伸三; 石島 清見; 塩沢 周策; 岩田 耕司
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.289 - 306, 1982/00
被引用回数：10 パーセンタイル：71.34(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下において燃料棒の初期加圧が燃料挙動に及ぼす影響をNSRR炉を用いて調べた。実験では常温常圧の水を封入したカプセルにPWR型の試験燃料を収め、パルス運転により急速加熱した。その結果、初期内圧0.8MPa以上の燃料棒は内圧による被覆管の破裂によって破損し、そのしきい値は初期内圧の増加と共に低下した。その際、被覆管の破裂は主にその温度上昇によって支配され、過渡時の燃料棒内圧の上昇は比較的小さく支配的因子とはならないことが知れた。また、本実験結果より評価した被覆管の歪速度は1.0sec
以上となり、LOCA時の値に比してかなり大きいが、破裂圧力-破裂温度、破裂時の歪量-温度の関係はLOCA条件を模擬した炉内及び炉外実験の結果と良く一致した。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 9755, 115 Pages, 1981/11
本報告書は、1980年7月から同年12月まてにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果およびその考察等についてまとめたものである。今期実施した実験は、標準燃料試験(スコーピング試験、両端低濃縮燃料試験、高発熱量試験、燃料棒支持構造効果試験)、燃料設計パラメータ試験(加圧燃料試験、ステンレス鋼被覆燃料試験、ギャップガスパラメータ試験)、冷却条件パラメータ試験(強制対流試験)、欠陥燃料試験(浸水燃料試験、擦過腐食燃料試験)、燃料挙動可視カプセル試験、高温高圧カプセル試験、水ループ試験およびその他の試験の総計33回である。特に燃料挙動可視カプセル試験は今期より始めた実験であるが、カプセル内の燃料の挙動が鮮明にカラーフィルムに記録され貴重なデータが得られた。
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 tubes. As a result, various kinds of information have been obtained on behaviors of these cladding tubes under LOCA conditions: oxidation, ballooning and 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 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.
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.
成川 隆文
no journal, ,
JAEA has carried out 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: oxidation, ballooning, rupture, thermal shock resistance (fracture/non-fracture conditions), post-LOCA mechanical strength, etc. In addition, new LOCA tests are planned at JAEA to investigate the effects of the phenomena of fuel fragmentation, relocation and dispersal (FFRD) on the fuel behaviors and the coolability of the reactor core during a LOCA. These results, including those obtained from the future study, are expected to provide the necessary information for future regulation on high-burnup fuels with advanced cladding alloys.
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
no journal, ,
事故耐性燃料(Accident tolerant fuel: ATF)を実用化する上で、ATFに関する規制基準や規制判断に必要な知見を整備する必要がある。本研究では、ATF被覆管の有力な候補材料の一つである酸化物粒子分散型の鉄、クロム及びアルミニウムを主成分としたフェライト鋼被覆管(FeCrAl-ODS被覆管)を対象に、冷却材喪失事故(Loss-of-coolant accident: LOCA)模擬試験及び酸化速度評価試験を実施し、膨れ破裂、酸化、破断等のLOCA時挙動を評価した。得られた結果に基づき、FeCrAl-ODS被覆管を装荷した炉心がLOCA時に冷却可能形状を維持するために必要な条件を検討した。
