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研究炉使用済燃料輸送容器構造検討グループ
JAERI-Review 2005-023, 133 Pages, 2005/07
JAERI-Review-2005-023.pdf:18.88MB
原研では、2基のステンレス製研究炉使用済燃料輸送容器JRC-80Y-20Tを作製し、1981年から使用してきた。シリサイド燃料を輸送するために設計変更を米国原子力規制委員会(NRC)に申請したが、落下衝撃解析に用いたDavisの評価式がその適用範囲外であることを指摘され、2004年4月以降の容器使用が認められなかった。衝撃応答解析コードLS-DYNAを用いた計算結果を追加でNRCに提出したが、蓋のシール領域に塑性変形を示しており、依然として容器承認が取得できなかった。このような輸送容器の設計承認問題に対応するため、検討グループを6月末に設置した。同グループでは、まず既に実施した落下解析結果の妥当性検討として、入力データの妥当性検討及び感度解析を実施した。検討した範囲において落下解析がおおむね妥当であり、解析結果の見直しだけで容器承認をNRCから得ることはできないと結論付けた。
杉山 智之; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志
JAERI-Research 2003-033, 76 Pages, 2004/01
JAERI-Research-2003-033.pdf:17.46MB
低温起動時の反応度事故(RIA)条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃焼度41
45GWd/tUの沸騰水型原子炉(BWR)燃料のパルス照射実験を原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施した。試験燃料棒は福島第一原子力発電所三号機で用いられたBWR8
8BJ(STEP I)型セグメント燃料棒を短尺加工したもので、NSRRにおいて約20ms以内の短時間に293607J/g(70145cal/g)の熱量が与えられた。その際、燃料棒被覆管はペレット・被覆管機械的相互作用により高速に変形したが、被覆管の延性が十分高く破損には至らなかった。被覆管周方向の塑性歪は最大部で1.5%に達した。被覆管温度は局所的に最大約600
Cに達しており、X線回折測定の結果はパルス照射時の温度上昇により被覆管照射欠陥が回復したことを示していた。パルス照射による核分裂生成ガスの放出割合は、ピーク燃料エンタルピ及び定常運転条件に依存して、3.1%8.2%の値であった。
中村 武彦; 笹島 栄夫; 更田 豊志; 石島 清見
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(12), p.924 - 935, 1996/12
被引用回数：11 パーセンタイル：68.15(Nuclear Science & Technology)原子炉安全性研究炉(NSRR)では燃焼の進んだ軽水炉燃料の反応度事故時挙動を調べるパルス照射実験を実施している。同実験では、未照射燃料での実験結果に比べて非常に大きい被覆管の周方向変形が観測され、最大約10%に達した。燃料ペレットの熱膨張のみを考慮する現状の軽水炉燃料挙動解析コードでは、この変形を1%以下に過小評価する。また、これらの実験では核分裂ガスの放出も最大22%に達した。これらの実験結果を記述するため、結晶粒界に蓄積された核分裂ガスがパルス照射により加圧され、結晶粒界割れを起こし、被覆管を変形させるモデルを開発し、燃料挙動解析コードFRAP-T6に導入した。結晶粒界割れを生じさせたFPガスは、実験初期には燃料内に留り被覆管の変形を生じさせ、その後放出されるものとした。この変形モデルは、未照射燃料の熱膨張モデルとして検証されたGAPCONモデルと併用することにより、照射済燃料を用いたENSRR実験結果を良く再現した。
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。
石島 清見; 丹沢 貞光; 更田 豊志; 藤城 俊夫
Proc. on Safety of Thermal Reactors, p.577 - 583, 1991/00
NSRRでは、これまで実施してきた未照射燃料を対象とする反応度事故模擬実験に引き続き、平成元年度から照射済燃料を対象とする実験を開始した。照射済燃料実験に用いる試験燃料には、動力炉で照射した長尺燃料を短尺加工したもの及び、短尺試験燃料をJMTRにおいて予備照射したものの二種類がある。本報では後者の試験燃料を用いる実験に関し、JMTRにおける予備照射、NSRRにおけるパルス照射及び照射後試験の結果について述べる。なお、JMTR予備照射燃料を用いた実験については、4回のパルス照射が完了し、現在詳細な照射後試験が行われている。これまでに、DNBの発生、被覆管の顕著な変形及び燃料の破損が確認されている。
柳澤 和章; D.Chen*
JAERI-M 90-187, 23 Pages, 1990/10
公開文献を利用し、PCIOMR中の燃料のPCMIふるまいを再評価し、新たな知見を得たので報告する。本研究から、PCIOMR運転(出力上昇速度0.2kW/mh)中に発生したPCMIは、高速出力上昇運転(出力上昇速度8kW/mh)中に発生したPCMIに比較して、約半分である事が明らかになった。このPCMIの著しい低減の主たるメカニズムは、燃料クリープである事も明らかになった。このクリープは、燃料ペレットとペレットの境界面においてPCMI時に発生するリッジングを、十分抑制する事が分かった。燃料棒の長手方向軸歪量と直径方向の平均歪との相関について研究を行なった。その結果、照射初期では両者の歪レベルに相違がある事が分かった。しかしながら、燃料度が増加すると、両者は徐々にほぼ同じ歪レベルに到達する事も明らかになった。
柳澤 和章
Nuclear Technology, 73, p.361 - 377, 1986/00
被引用回数：2 パーセンタイル：32.46(Nuclear Science & Technology)現行BWR燃料棒を用い、初期起動時のペレット-被覆管力学的相互作用(PCMI)に及ぼす燃料製造因子の効果、及び高線出力密度(40kW/m)で照射したのち50kW/mまで出力上昇を実施したときの燃焼度がPCMIに及ぼす効果をHBWRの炉内燃料棒直径測定により研究した。被覆管肉厚の減少及び製造ギャップの減少は初期起動時のPCMIを加速する。SiO
添加ペレットは高線出力時の歪緩和によりPCMIを減少させる。粒径の小さいペレットのPCMIは照射による焼しまりによってPCMIが低下した。燃焼度23MWd/kgUまでのベース照射により大きなギャップの燃料棒にもPCMIが生じた。初期起動時に小ギャップ燃料棒にみられたペレット中央部の直径値の減少はベース照射後は殆どおこらなかった。初期起動時の実験では燃料棒に大きな永久変形が残ったが、ベース照射後は被覆管の照射硬化による弾性変形のため、永久変形は殆ど生じなかった。
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。
星 蔦雄; 斎藤 伸三; 塩沢 周策; 丹沢 富雄*; 小林 晋昇; 落合 政昭*; 稲辺 輝雄; 石川 迪夫
日本原子力学会誌, 20(9), p.651 - 661, 1978/09
被引用回数：7反応度事故時における燃料挙動に関してNSRRを用いて実験的に究明を行った。実験は未照射1気圧PWR型燃料を常温・常圧の水を満たしたカプセルに組込み、パルス照射することによって行った。発熱量50~450cal/g,UOの実験より、燃料破損挙動に関して以下の点を明らかにできた。燃料の破損には、クラックおよび分断に特徴づけられる被覆材溶融破損と、微粒子化に特徴づけられるペレット溶融破損の2つの形態がある。前者は被覆管の内面溶融に始まり、ペレットとの一体化および酸化による脆化を経て、被覆材の急冷時の熱的な力によって起こり、そのしきい発熱量は約260cal/g,UOである。一方、後者はペレットの溶融と被覆材の強度低下によって起こり、そのしきい値は約380cal/g,UOであり、この場合には、破壊力が発生する。酸化、変形については両者ともペレットと被覆管との接触が主要な因子となり、その発生のしきい値は共に約140cal/g,UOである。
星 蔦雄; 岩村 公道; 柳原 敏; 折田 義彦; 細川 隆徳*
JAERI-M 7796, 85 Pages, 1978/08
NSRR標準型試験燃料の中心孔にW-5%Re/W-26%Re熱電対を挿入し、パルス照射時の燃料中心温度挙動を測定した。実験は3燃料体について、36~242cal/gUOの発熱量範囲内で、それぞれ4~6回繰り返し照射を行なった。実験の結果、燃料中心温度測定の再現性は良好で、冷却過程では燃料中心温度挙動は、被覆管表面熱伝達率に支配されることが確認された。繰り返し照射の影響については、燃料中心温度挙動は照射履歴の影響は少ないが、被覆管表面温度挙動は、DNBを越えると、繰り返し照射の影響をかなり受けることがわかった。また、繰り返し照射が破損しきい値におよぼす影響は、今回の実験に関する限り小さかった。
柳澤 和章
JAERI-M 7711, 52 Pages, 1978/06
国産燃料体のHBWRにおける照射実験結果の解析を速報である。主に被覆管の直径変化について報告する。解析の対象となった照射期間は1977年6月-7月、到達燃焼度は70MWd/Tuoである。得た結果は下記の通りである。(1)被覆管にうねりが発生した。(2)リッジDr、サブリッジDsおよび谷の径Dtを定義した。(3)Drは出力の増加と共に増加した。燃料棒のギャップと被覆管肉厚の違いによってDr、DsおよびDtにも挙動の相違がみられた。(4)薄肉小ギャップ棒の最高出力(500W/cm)での最大歪はDr値で0.2%、永久 歪は0.13%であったが厚肉小ギャップ棒の最高出力(500W/cm)での最大歪はDr値で0.14%、永久歪は0.05%であった。(5)Dr値は燃料棒の底部、中央部および頂部で異なった。これにはサブリッジDsの効果が大きいことがわかった。(6)高出力保持中の緩和では薄肉管と厚肉管の差がみられた。径歪と軸歪との相関は薄肉管ではよく一致したが厚肉管ではなかった。径方向の変形様式はよく似ていた。(7)FEMAXIコードは比較的よく実験値と一致した。
古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆
JAERI-M 6542, 30 Pages, 1976/05
冷却材喪失事故中における燃料棒の変形は複雑な要因に影響されるため、事故解析をおこなううえで評価が難しい。そこで、加熱方法、昇音速度・雰囲気や通常運転時の破覆の存在などの要因について検討するとともに従来までに発表されている結果をも含めて燃料棒の変形について整理をおこなった。その結果、破裂温度による整理をおこなえば燃料棒の最大円周変形量の変化がよく表わされ、しかも各要因にもとずく影響も明らかになることが認められた。変形に伴われた破覆管内厚変化は加熱方法や雰囲気の影響を受け、平均内厚評価をおこなううえで注意しなければならないことが示された。
原山 泰雄; 泉 文男; 藤田 操
Journal of Nuclear Science and Technology, 11(8), p.352 - 355, 1974/08
被引用回数：0ペレットの熱変形の影響によって生じる被覆管表面の熱流束の局部的変化を電子計算機による数値解析で求めた。その結果、ペレットの端面近くに約1.01~1.02のピーキングを生じることが分った。
