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中村 武彦*; 更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(1), p.37 - 43, 2004/01
被引用回数：19 パーセンタイル：74.02(Nuclear Science & Technology)反応度事故を模擬した条件での高燃焼度BWR燃料の変形挙動を測定し、破損限界を検討した。NSRRで行った実験では、パルス照射のごく初期に0.4%程度の小さな周方向歪みが生じた時点で被覆管は脆性的に破損した。この変形の歪み速度は数10%/s程度であった。これらの結果をペレットの熱膨張の計算値と比較した結果、この被覆管変形はペレットの熱膨張によって生じており、ペレットに蓄積されたFPガスの影響は小さいことが示された。また、被覆管温度が破損しきい値に及ぼす影響を個別効果試験によって調べた。高燃焼度BWR燃料の破損しきい値に及ぼすパルス幅の影響について、歪み速度,変形の程度、及び被覆管温度の観点から議論した。
片西 昌司; 石島 清見
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1098 - 1107, 1995/11
被引用回数：2 パーセンタイル：28.12(Nuclear Science & Technology)原研のNSRRでは、ゼロ出力からの出力暴走を模擬する実験により、反応度事故時の燃料挙動の解明を進めてきた。それに対して出力運転状態からの反応度事故の場合、定常運転中に形成される燃料棒内の径方向温度がゼロ出力の場合と異なるため、照射済燃料におけるPCMI破損に対する影響が考えられる。また、これは未照射燃料の場合にも被覆管の温度に関係することから、破損しきい値等に影響を与える可能性が考えられる。これらを実験的に調べるために、出力状態からの反応度事故模擬実験を行えるようにNSRR制御系の改造を行った。第1段階として、未照射燃料を用いた実験を行った結果、破損しきい値に対する初期状態の影響は認められなかった。また、将来の照射済燃料を用いた実験に向けて、燃料エンタルピ評価の手法について、実験結果をもとに検討を行った。
丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
Proc. of the 16th RERTR Meeting, 16 Pages, 1993/00
低濃縮小型シリサイド板状燃料(19w/o
U,4.8gU/c.c.)は研究炉用燃料として用いられる実機燃料板を小型化したものであるが、これを用いて過渡実験を実施したのでその結果につき報告する。研究の主たる目的は、1)燃料破損しきい値と破損メカニズムの究明,2)140
Cから970Cに渡る温度領域に於いての燃料板の寸法安定性の検証、等である。小型燃料板は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 92-072, 194 Pages, 1992/05
本報告書は、1989年4月から1990年3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、照射済燃料実験6回及び未照射燃料実験35回の総計41回である。このうち、照射済燃料実験では、JMTR予備照射燃料実験、PWR使用済燃料実験及びBWR使用済燃料実験を各2回ずつ実施した。また、未照射燃料実験については、標準燃料実験8回(SP・CPスコーピング実験6回、被覆管割れ検出実験2回)、出力・冷却条件パラメータ実験7回(流路管付燃料実験4回、模擬バンドル実験1回、満水容器昇圧実験1回、高温・高圧ループ実験1回)、特殊燃料実験12回(ステンレス被覆燃料実験3回、改良PWR燃料実験3回、改良BWR燃料実験6回)、燃料損傷実験3回(高温冠水実験1回、冠水挙動可視実験1回、デブリ冷却性実験1回)、高速炉燃料実験3回(減速材性能実験2回、可視実験1回)及びその他の実験2回(照射済燃料実験予備実験2回)を実施した。
柳澤 和章
JAERI-M 92-021, 149 Pages, 1992/03
加圧ドーピングした8
8BWR型燃料に関し、ボンディングと破損モードについての、過渡ふるまい研究を行った。その結果、以下の知見を得た。(1)0.6MPa加圧と0.38mm幅広いギャップを組み合わせる事により、ドーピング燃料のボンディングは、局所的なものを除けばほぼ防止可能である。ドーピング燃料の破損モードは、溶融と破裂の畳重したモードになる事が明らかになった。(2)単純な破裂モードによる破損と溶融破裂モードによる畳重破損とを比較すると、後者の破損時間は半分程短くかつ破損しきい値も低下する傾向にある事が明らかになった。また、破損部の開口面積は相対的に拡大する傾向にあり、破損開口部での内外面の酸化も、著しくなる傾向にある事も明らかになった。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; D.Chen*; 竹内 毅吉*
JAERI-M 91-211, 93 Pages, 1992/01
我が国の沸騰水型原子炉(BWR)で使用されている燃料棒は、現在Zrウイナー付の88BJ型(外径約12.3mm、加圧量約0.3MPa)が主流を占めている。これに対して、燃料棒の熱負荷をさらに低減し、高燃焼度時における性能のより一層の向上を目的とした、細径BWR燃料(外径約11.0mm)がヨーロッパ先進国を中心に幅広く使用されており、近い将来、我が国にも導入される可能性がある。本報は、この細径BWR燃料について、Zrライナーの有無及び燃料初期加圧量の大小を実験パラメータとした反応度事故(RIA)模擬実験を、原研NSRRを用いて遂行した結果について報告するものである。
丹沢 貞光; 石島 清見
JAERI-M 91-183, 31 Pages, 1991/11
本報告書は、NSRRにおけるパラメータ実験の1つである冷却材温度パラメータ実験の結果についてまとめたものである。本実験は、初期冷却材温度を60C及び90Cと標準冷却材条件における実験の場合と比べて高めることにより、初期冷却材サブクール度の違いに基く被覆管表面の熱伝達の相違が燃料破損挙動に及ぼす影響を調べることを目的としている。これまでの実験から、冷却材のサブクール度が低下すると、被覆管表面での熱伝達が悪くなることにより、標準冷却材条件における実験の場合と比較して、同一発熱量に対する被覆管表面の温度上昇は初期冷却材の温度差以上に大きくなることが確認でき、その結果、破損しきい値が低下すること等が明らかになった。
塩沢 周策; 斎藤 伸三
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(12), p.1051 - 1063, 1986/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下でのステンレス鋼被覆燃料棒の破損挙動を究明するため、NSRRにおいて炉内実験を実施した。その結果、燃料棒の破損機構は被覆管の溶融であり、破損しきい値は、ほぼ同寸法のジルカロイ被覆燃料棒と比較して約20cal/giUO
であることが分かった。また、燃料棒破損に伴って発生する機械的エネルギーの発生しきい値は約380cal/giUOであることが明らかになった。さらに、ジルカロイ被覆燃料棒と異なり、燃料棒が破損しても必ずしも燃料棒は分断しないこと、被覆管温度は同一発熱量でジルカロイ被覆燃料棒より低いこと等が明らかになった。
柳原 敏
JAERI-M 84-058, 40 Pages, 1984/03
NSRR実験においては、試験燃料棒の軸報告において、出力分布が一様でないことが分かっている。このため、試験燃料棒の軸方向出力分布の詳細な評価を行なった。この結果、試験燃料棒の燃料スタック部の下方程出力が高くなる傾向を示し、燃料スタック部の両端近傍では、エッヂ効果のため顕著な出力ピーキングが認められた。この燃料スタック部下部における、燃料挙動に影響を及ぼす有効な出力ピーキングは、スタック部平均に対して1.04~1.06であった。そこで、この結果より、今までに行われた破損しきい値近傍の発熱量での実験結果を整理すると、その破損は、発熱量274cal/g・UO2の発熱部で生じていることが分かった。
丹沢 貞光; 菊池 隆; 藤城 俊夫
JAERI-M 83-039, 118 Pages, 1983/03
本報告書は、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)実験用に製作した高温高圧ループについて、設計、製作および特性試験結果に関してまとめたものである。高温高圧ループは、実際の軽水動力炉の運転条件を模擬した高温高圧流動条件下における燃料破損実験に使用するためのである。本ループについては、炉外および炉内において特性試験を行なった結果、高温高圧流動条件下のインパイル実験装置に必要な性能の確認ができ、製作目的全般にわたって所定の成果が得られた。
岩田 耕司; 星 蔦雄; 吉村 富雄*
JAERI-M 9927, 21 Pages, 1982/02
燃料棒支持条件が反応度事故条件下における燃料挙動に及ぼす影響を調べるための燃料照射実験を実施した。支持条件として、(1)試験燃料棒の両端を固定し、過渡時の長手方向熱伸縮を拘束する支持条件(両端固定)、および(2)NSRRにおける通常の支持方法とは逆に上端を固定し、下端を自由とする支持条件(上端固定)を考慮した。実験の結果、次の結論を得た。(1)両端固定支持条件下では、片端固定の場合に比べて、燃料棒の曲がりが大きくなり、低い発電量で被覆管にクラックが入り易くなる。しかし、被覆管に延性が残っているとクラックは被覆管を貫通しない。破損しきい値は、片端固定の場合と変わらない。(2)片端固定支持条件下での燃料破損に関して、過渡中の振動により燃料棒に作用する曲げモーメントは、燃料破損に直接影響を与えない。
細川 隆徳*; 星 蔦雄; 柳原 敏; 岩村 公道; 折田 義彦*
JAERI-M 9140, 40 Pages, 1980/10
反応度事故条件での燃料破損挙動に及ぼすペレット形状の影響を調べるために、フラット及びディッシュペレット型燃料棒の照射実験を実施し、これまでのチャンファペレット型燃料棒の結果と比較した。実験の結果によると、ペレット形状の相違による被覆管表面温度挙動、照射後燃料棒の外観ならびに変形量等に差異は認められなかった。原因検討のために、有限要素法によりペレットの熱弾性解析を行なった結果、ペレット形状の相違によりペレットの変形量に大きな差異は認められず、このことからペレット形状の影響は小さいことが確認できた。
石川 迪夫; 塩沢 周策
Journal of Nuclear Materials, 95(1-2), p.1 - 30, 1980/00
被引用回数：33 パーセンタイル：92.53(Materials Science, Multidisciplinary)本稿は、NSRRにおいて行われている反応度事故時における燃料挙動について、現在までに得られている結果をまとめたものである。 実験条件を変えて行った様々な燃料破損実験について、その破損挙動を大別すると、 1被覆管の溶融に起因する破損 2UO燃料の溶融に起因する破損 3高温における被覆管の内圧バースト破損 4低温における被覆管のバースト破損 の4種類を考えることが出来る。これら4種類の異なる破損形態について、その破損機構を材料的見知から考察した。
斎藤 伸三; 石島 清見; 丹沢 貞光; 塩沢 周策; 大西 信秋
JAERI-M 8087, 42 Pages, 1979/02
本稿はNSRRで行なった初期ギャップ幅パラメータ実験の結果について述べたものである。実験は、初期ギャップ幅がそれぞれ0.195mm、0.095mmおよび0.050mmの三種類の試験燃料を用いて行ない、1)被覆管表面でDNBが発生する発熱量は初期ギャップ幅の相違によって顕著に変化すること、2)発熱量が200cal/g・UO以上になると被覆管表面温度の最高値は初期ギヤップ幅の相違にほとんど依存しなくなること、3)破損しきい値は、初期ギャップ幅が狭い程低くなる傾向にあるが、その値の相違はそれ程大きくないこと、4)破損機構は初期ギャップ幅の相違によって変化しないこと、5)燃料の温度挙動および変形挙動を理解するうえでペレットの変形の正確なモデル化が今後の課題となること、等の重要な結論を得た。
