High-temperature rupture failure of high-burnup LWR-MOX fuel under a reactivity-initiated accident condition

谷口 良徳; 三原 武; 垣内 一雄; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 195, p.110144_1 - 110144_11, 2024/01

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2023.110144

A reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test CN-1 on a high-burnup 64 GWd/t mixed-oxide fuel rod sheathed with M5 cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor, resulting in fuel failure. A small opening with slight ballooning deformation characterized the post-test visual appearance of the test fuel rod. Simulation using fuel performance codes FEMAXI-8/RANNS predicted rod survival under early phase loading induced by pellet-cladding mechanical interaction and subsequent boiling transition, and the cladding surface temperature measured online confirmed the occurrence of boiling transition. The experimental observation and simulation indicate that the failure was caused by a high-temperature rupture following increased rod-internal pressure. The RANNS sensitivity analysis revealed that a mechanical state parameter dedicated to predicting plastic instability might be an effective index for evaluating the risk of rupture failure during RIAs.

Fracture-mechanics-based evaluation of failure limit on pre-cracked and hydrided Zircaloy-4 cladding tube under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1709996

To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (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 hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (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 CWSRRX, 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.

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

AA2019-0372.pdf:0.81MB

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107268

This paper 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 cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and 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.

EDC試験手法による反応度事故時の燃料被覆管破損に及ぼす水素化物偏在及び2軸応力状態の影響の評価

篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

JAEA-Research 2014-025, 34 Pages, 2014/12

JAEA-Research-2014-025.pdf:6.05MB

EDC(Expansion-Due-to-Compression)試験は、燃料被覆管の機械特性試験の一手法であり、反応度事故(RIA)時におけるペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に着目した試験手法である。本研究では、高燃焼度燃料被覆管に見られる"水素化物リム"を模擬するために外周部に水素化物を偏析させた未照射被覆管を使用し、高燃焼度燃料のRIA時に被覆管に負荷される機械的条件を模擬したEDC試験を実施した。試料の水素濃度および偏析した水素化物の厚みが増加すると、試験後試料の周方向残留ひずみが低下する傾向が見られた。また、RIA時に被覆管外面の水素化物に発生するき裂を模擬するため、外面に予き裂を有する被覆管(RAG管)を作製し、この試料を対象としたEDC試験を行った結果、試料の予き裂深さが増加するにつれて破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。さらに、RAG管試料に軸方向引張荷重を負荷することで2軸応力状態とし、EDC試験を実施した。このような2軸応力状態では、単軸引張条件である通常のEDC試験と比較して破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。

RANNS code analysis on the local mechanical conditions of cladding of high burnup fuel rods under PCMI in RIA-simulated experiments in NSRR

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.579 - 601, 2005/10

RANNSコードは反応度事故条件における1本の燃料棒ふるまいを解析する。このコードは二種の力学モデルを持つ。軸方向セグメント全長に対する一次元モデルと、新開発の、ペレット1個長に対する局所変形モデルである。NSRR実験OI-10及びOI-11の解析を行い、被覆管の変形をこの二モデルとPIEデータとの間で比較した。FEMAXI-6で解析したパルス照射前の燃料状態に基づき、RANNSによりパルス実験における変形を計算した。二次元モデルにより、被覆管の塑性歪みの局所的な不均一やそれに伴う応力の差を計算し、PIEデータと比較し、応力の差の影響を検討した。

Study of high burnup fuel behavior under LOCA conditions at JAERI; Hydrogen effects on the failure-bearing capability of cladding tubes

永瀬 文久; 上塚 寛

NUREG/CP-0176, p.335 - 342, 2002/05

高燃焼度燃料のLOCA時挙動を評価するための基礎データを得ることを目的とした試験計画の一環として、被覆管中の水素濃度の増大が急冷時の耐破損特性に及ぼす影響を分離効果的に調べた。試験の結果、水素濃度と急冷時の軸方向拘束力に依存した被覆管の破断しきい値(酸化量)の変化を明らかにすることができた。拘束力が比較的大きな場合は、破断しきい値は水素添加により明確に低下した。拘束力の減少とともに破断しきい値は低下し、調べた水素濃度範囲(1200ppm以下)において、拘束力が540N以下であれば破断しきい値は20% ECR(等価酸化量)を超えた。

確率論的破壊力学コードPASCALの開発と使用手引き

柴田 勝之; 鬼沢 邦雄; Li, Y.*; 加藤 大輔*

JAERI-Data/Code 2001-011, 233 Pages, 2001/03

JAERI-Data-Code-2001-011.pdf:7.42MB

軽水炉構造機器の健全性に関する研究の一環として、平成8年度から確率論的破壊力学コードPASCAL(PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR)の開発を行っている。このコードは、原子炉圧力容器に加圧熱衝撃(PTS: Pressurized Thermal Shock)等の過渡荷重が発生した場合の破損確率を解析するコードである。破壊力学の最新の知見や計算機性能の向上を踏まえ、新規解析法や詳細解析法の導入により解析精度と信頼性向上を図ることを目標に開発を進め、これまでにPASCAL-Version 1開発をおおむね完了している。本コードは、自動階層別モンテカルロ法、弾塑性破壊評価基準,半楕円亀裂の詳細進展評価機能,焼鈍効果の評価機能等に改良モデル等を導入していることが特徴的である。また、温度・応力分布作成用の専用入力データプロセッサーも用意している。ベンチマーク問題による検証解析及びケーススタディにより解析機能の検証を終えコードが良好に作動することを確認してる。本報告書は、上記開発経過を踏まえPASCALの使用方法と解析理論及び手法等をまとめたものである。

室温における水素吸収ジルカロイ-4燃料被覆管の高速加圧バースト試験

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Research 98-064, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-064.pdf:2.17MB

高燃焼度軽水炉燃料棒のRIA条件下における破損挙動を調べるために、NSRRパルス照射時に生じるPCMIを模擬し被覆管を急速加圧できる装置を製作した。最初の実験として、室温で水素吸収Zry-4管に内圧を最大1.9MPa/msの高速で負荷するバースト試験を行った。その結果、水素吸収被覆管には、NSRR実験で見られた破損と酷似した軸方向に長い破損開口が生じた。さらに、破損挙動に及ぼす水素の影響が明瞭に観察された。円周方向の残留ひずみ量は、水素濃度が高いほど明確に低下した。また、水素化物を被覆外表面に偏析させた試料は、極めて小さなひずみ量で破裂し、破裂圧力も相対的に低かった。一方、加圧速度の及ぼす影響は比較的小さかった。NSRR実験等で見られたパルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損が、被覆管の水素吸収と外面への水素化物偏析と深く関連していることが示された。

照射済燃料を用いたSPERT及びPBF・RIA実験における燃料破損挙動の再評価

本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫

JAERI-M 92-044, 322 Pages, 1992/04

JAERI-M-92-044.pdf:20.75MB

NSRR計画では、これまでの未照射燃料を用いた実験に引続き、照射済燃料を用いた実験を進めている。本報告書は、NSRR照射済燃料実験と比較対照される海外照射済燃料RIA実験(SPERT及びPBF実験)の燃料破損挙動に関する知見を整理見直したものである。その結果、従来の未照射燃料実験とは異なる破損形態が認められた。即ち、SPERTでは、被覆管ふくれ破損とPCMI破損、PBFでは、PCMI破損であった。被覆管ふくれ破損は、予備照射中のFPガス放出やパルス照射時のFPガス放出と関連があると思われる。SPERT実験においてPCMIにより低発熱量時(85cal/y)に破損した燃料棒の破損原因は、予備照射中の過大な燃料棒腐食に伴う被覆管の脆化に起因していると思われる。また、一般的な照射済燃料の反応度事故時において想定される破損メカニズムと影響因子の関係を評価した。

NSRR実験プログレス・レポート,17; 1985年1月~1985年12月

反応度安全研究室; NSRR管理室

JAERI-M 89-097, 155 Pages, 1989/08

JAERI-M-89-097.pdf:5.58MB

本報告書は、1985年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、6回の燃料設計パラメータ実験(ステンレス鋼被覆燃料実験2回、照射済被覆管燃料実験2回、長尺燃料実験2回)、6回の欠陥燃料実験(擦過腐食燃料実験)、7回の燃料損傷実験(燃料溶融実験3回、冷却性実験2回、FP測定実験2回)、9回の特殊燃料実験(混合酸化物燃料実験7回、ガドリニア入燃料実験2回)、その他の実験16回(破壊力測定実験6回、変形量測定実験5回、音響測定実験3回等)、1回しの高温高圧力カプセル実験、及び2回の燃料挙動可視実験の総計48回である。