Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation

岡 弘*; 皆藤 威二; 生澤 佳久; 大塚 智史

Nuclear Engineering and Design, 370, p.110894_1 - 110894_8, 2020/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.110894

本研究では、実験的に得られた燃料ピン破損データを使用して、高速炉燃料ピンの破損予測における累積損傷和(CDF)での評価の信頼性を評価したものである。EBR-IIでの照射により定常照射中に破損した6本の燃料ピンについてCDFを評価した。照射後試験により、被覆管のクリープ損傷に対するFCMIの寄与は小さく、FPガスを含む内圧応力により評価可能であることがわかった。被覆管温度履歴やFPガスによる内圧上昇を考慮し、炉内クリープ破断式を使用して破損ピンのCDFを評価した結果、破損発生時のCDFは0.7から1.4の範囲であり、定常照射での燃料ピン破損はCDF値が1.0近傍において発生する実績が得られた。本結果により、適切な材料強度と環境効果が考慮された場合、CDF評価は燃料ピン破損の予測にあたって信頼性のある手法であることがわかった。

Prediction of fuel performance and fission gas release behavior during normal operation of the High Temperature Engineering Test Reactor by JAERI and FZJ modeling approach

沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; Verfondern, K.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.411 - 419, 2001/06

https://doi.org/10.3327/jnst.38.411

高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材温度を得るために、燃料として被覆粒子を用いている。高温ガス炉では通常運転時及び事故時において、被覆燃料粒子が微小な格納容器として放射性物質に対する主要な障壁となる。HTTRでは、通常運転において1次冷却材中の核分裂ガス測定を行い、燃料挙動及びプラント内の放射性物質量の評価を行う必要がある。本報の主たる目的は、HTTRの通常運転時における燃料及び核分裂生成物の挙動を原研のモデルとドイツのユーリッヒ研究所(FZJ)のモデルで計算し、結果及び方法の比較検討を行うことである。炉心平均の破損率の評価では、原研のモデルの方がFZJモデルよりも早期に破損し約2倍大きく予測された。核分裂生成物ガスの評価では、FZJモデルは原研モデルよりも遅く増加し始めるが、その後運転末期に向かって急激に上昇し最終的には一致した。

高温工学試験研究炉運転中の燃料破損率推定法の開発

沢 和弘; 吉牟田 秀治*; 飛田 勉*; 佐藤 政四

JAERI-Research 97-036, 23 Pages, 1997/05

JAERI-Research-97-036.pdf:0.72MB

短半減期希ガスは主に被覆層が破損した燃料粒子から放出されるため、1次冷却材中の希ガス濃度は燃料粒子の被覆層破損率を反映する。希ガス濃度から運転中の燃料挙動を推定する方法を検討した。HTTRの1次冷却材中の放射能濃度を測定し、燃料からの希ガス放出率(R/B)値を求め全炉心又は高温プレナム領域毎の破損率を評価するモデルを開発した。最近の製造実績によると貫通破損率は極めて小さくなっているため、運転中の破損率を精度良く推定するためには、バックグラウンドとなる燃料コンパクトの汚染ウランからの放出率をできるだけ正確に評価する必要がある。本報ではHTTRの冷却系に設置される放射能測定装置を用いて運転中の燃料破損率を推定する方法を示すとともに、汚染ウラン及び破損粒子を含む燃料コンパクトからの希ガス放出モデルについて述べる。

酸化トリウム系被覆粒子燃料の高燃焼度における照射挙動と健全性

白鳥 徹雄; 赤堀 光雄; 福田 幸朔; 鶴田 晴通

JAERI-M 90-144, 64 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-144.pdf:6.75MB

高温ガス炉へのトリウム燃料の利用を目標にした照射挙動と健全性の照射試験の結果である。試料は(Th,U)O-TRISO及びBISO粒子とThO-BISO粒子をディスクや燃料コンパクトとして黒鉛中に拘束(bonded)させ、JMTR用キャプセル(3本)で照射した。照射条件は(最高)高速中性子照射量が2.2210n/cm(E0.18MeV)、照射温度1390C、燃焼率7.3%FIMAであった。照射後試験の結果、高温・高燃焼度においても破損、アメーバ効果、SiC層のPd腐食などほとんどみられず、優れた健全性を示した。また燃料成形体(燃料コンパクト)の照射による寸法変化や、照射済の被覆粒子の炉外超高温加熱試験(2300C)などから貴重なデータを得た。なお、拘束粒子と比較するために試料の一部に加えた無拘束(loose)粒子に観察された典型的なアメーバ効果についても考察した。

被覆燃料粒子の照射挙動試験,V; 73F-13A キャプセルによるJMTR照射

福田 幸朔; 鹿志村 悟; 小川 徹; 湊 和生; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清

JAERI-M 83-232, 67 Pages, 1984/01

JAERI-M-83-232.pdf:6.33MB

49年度に試作した多目的高温ガス実験炉予備設計仕様の被覆燃料粒子をはじめ、同年度に英国で予備設計仕様に基ずいて製造された被覆燃料粒子、第1次OGL-1燃料用被覆粒子、およびZrC被覆粒子を73F-13AキャプセルによりJMTR燃料領域で照射した。この結果、49年度試作被覆粒子は、燃焼率4%、高速中性子照射量2.710n/cm、最高温度1380Cまでの照射では健全であり、また、この照射条件下では、国産被覆粒子と英国製被覆粒子の性能にはほとんど差が見られなかった。しかし、照射温度が1600Cを越えると、明らかに国産被覆粒子の方が良好な耐照射性を示した。このほか、照射後試験では、金属FP放出、Pd/SiC層反応および照射済被覆粒子の圧縮破壊強度などの測定も行い、多くの知見を得た。

Detection of failed coated particles in HTGR fuels by acid leaching

福田 幸朔; 湊 和生; 井川 勝市; 伊藤 忠春; 松島 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(11), p.887 - 894, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.18.887

照射後長期間保存した高温ガス炉用被覆粒子燃料には酸浸出のターゲット核種としてのZrの量が著しく少ないため、ホットケーブにおけるこの燃料の酸浸出試験ではZrを検出することは困難である。本実験ではZrにかわる核種としてウラニウム及びCsを選び、これらの硝酸浸出率を求めた。Csの場合、照射中に燃料コンパクトマトリックス及び破損粒子からの逃散が大きく、また核分裂反跳によりマトリックスの黒鉛粒子や破損粒子のバッファー層へ打ち込まれるため、Cs浸出率はウラニウム浸出率に比べて著しく小さかった。また酸浸出試験に供した被覆粒子の表面を観察し、これから粒子表面破損率を求めた。ウラニウム浸出率とこの粒子表面破損率とは比較的よく一致したことから、ウラニウムは酸浸出のターゲット核種として最も適していることが結論づけられた。

被覆燃料粒子の照射挙動試験,4; 73F-12AキャプセルによるJMTR照射

福田 幸朔; 鹿志村 悟; 小川 徹; 井川 勝市; 岩本 多實; 石本 清

JAERI-M 9644, 50 Pages, 1981/09

JAERI-M-9644.pdf:5.12MB

昭和47年度から49年度にかけて試作された多目的高温ガス炉予備設計仕様の被覆燃料粒子がJMTRの73F-12Aキャプセルで照射された。このキャプセルには多目的炉用の標準被覆粒子以外に、低密度燃料核を有する粒子、最外層PyCの結晶異方性が高い粒子及びZrC被覆を有する粒子が照射された。照射は高速中性子照射量1.510n/cm(E 0.18 MeV)、燃焼度32%FIMAまで達した。照射後試験は外観、X線ラジオグラフィ、金相、酸浸出及び粒子破壊強度試験が実施された。この試験で明らかになったことは、多目的炉の通常運転状態に対応する照射下でも、95%信頼区間での最大粒子破損率が3%にも達したが、このような大きな破損率は粒子の検査個数が少なかったこと及びキャプセル内での試料粒子の充填に問題があったためである。一方、高温( 1800C)で照射された他の被覆粒子にはアメーバ効果による破損が多数みられた。