The Effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1158671

In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains (s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress (). The divided maximum circumferential strains, s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below 1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as multiplied by . From the results obtained in this study, it was suggested that and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using , and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.

Investigation of characteristics of natural circulation of water in vessel cooling system in loss of core cooling test without nuclear heating

高田 昌二; 清水 厚志; 近藤 誠; 島崎 洋祐; 篠原 正憲; 関 朝和; 栃尾 大輔; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 沢 和弘

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 5 Pages, 2015/05

HTTRを使った炉心冷却喪失試験では、原子炉の固有の安全性を確認するとともに、自然現象によりより安全を確保できることを示すため、炉心に制御棒を挿入せず、また、VCSを停止させて原子炉の強制冷却を停止させる。試験では、VCSの熱反射板のついていない水冷管に、原子炉の安全上問題とはならないが、財産保護の観点から局所的な温度上昇が懸念された。非核加熱試験を通して、局所的な温度上昇点が確認され、最高使用温度よりは低いが運転上の管理制限値を超える可能性のあることが分かった。冷却水の自然循環による冷却効果は1C以内であった。このため、再稼働後早期に試験を実施するための安全確実な試験方法を確立した。

Temperature effect on critical mass and kinetic parameter / of VHTRC-4 core

山根 剛; 秋濃 藤義; 安田 秀志

PHYSOR 96: Int. Conf. on the Physics of Reactors, 2, p.E290 - E299, 1996/00

高温ガス炉の炉心設計では、炉心温度の変化範囲が大きいため、炉物理パラメータに及ぼす温度の影響に関する核計算精度が重要となる。この核計算の精度評価を目的として、軸方向非均質装荷炉心VHTRC-4を用いて集合体昇温実験を実施し、臨界質量及び遅発臨界時動特性パラメータ(/)を室温(21C)と200Cにおいて測定した。実験では、集合体温度の上昇により臨界質量及び(/)がそれぞれ15%及び14%増加した。核データとしてENDF/B-IVを用いた場合とJENDL-3.2を用いた場合について核計算を行い、実験結果と比較した。その結果、臨界質量については、21CにおいてENDF/B-IVによる計算で4%、またJENDL-3.2による計算で6%ほど過小評価したが、炉心サイズが大きくなる200Cにおいては両計算ともに実験との一致が良くなる傾向にあった。(/)については、計算値と実験値との差は5%以内であり、かなり良い一致が得られた。

Anomalous ion transport of L-mode plasmas in JT-60

平山 俊雄; 白井 浩; 矢木 雅敏; 清水 勝宏; 小出 芳彦; 菊池 満; 安積 正史

Nuclear Fusion, 32(1), p.89 - 106, 1992/00

https://doi.org/10.1088/0029-5515/32/1/I08

トカマク・プラズマの追加熱時において、閉じ込め特性が劣化する原因を詳細に調べた結果、以下の点を明らかにした;1)追加熱パワーの増大に伴う閉じ込め時間の低下は、主にイオンの熱輸送特性の劣化に起因する。2)プラズマ電流の増加にほぼ比例した閉じ込め時間の改善は、イオン及び電子、両者の熱輸送特性の改善による。3)イオンの熱輸送係数は密度依存性を示す。4)イオンの異常輸送を担う物理機構として、イオン温度勾配不安定モードに起因した異常輸送理論と実験結果との比較を行い、広範な放電領域において両者の一致が確認できた。但し、1MAのリミター放電については、一致しない。

Measurements of Dopper effect coated particle fuel rod in SHE-14 core using sample heating device

安田 秀志; 秋濃 藤義; 竹内 素允; 金子 義彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(6), p.431 - 441, 1987/06

https://doi.org/10.3327/jnst.24.431

高温ガス炉の核設計精度を検証するため、SHE-14炉心に設けたサンプル昇温装置に1本の燃料棒を装荷して加熱し、温度上昇に伴う反応度減少量が測定された。この燃料棒としては4%濃縮UO核を含む被覆粒子燃料コンパクトが用いられ、炉心軸上で約700Cまで加熱された。燃料棒と黒鉛棒の二種類の同一形状サンプルについて得られた温度上昇に伴う反応度減少量の差は燃料棒に含まれるUによる共鳴中性子捕獲率の増加すなわちドプラー効果によるものと解釈される。測定された反応度減少量はSRACコードシステムにより計算された値と良く一致した。計算値と実験値の比にして0.93であった。

HTGR fuel behavior at very high temperature

鹿志村 悟; 小川 徹; 福田 幸朔; 岩本 多實

JAERI-M 86-046, 17 Pages, 1986/03

JAERI-M-86-046.pdf:3.01MB

高温ガス実験炉の運動及び事故時の異常な過渡変化を模擬した超高温下の燃料挙動を、原研が開発しているTRISO被覆、低濃縮酸化物粒子燃料について調べた。異常な過渡変化を模擬した試験は、ル-ズな被覆粒子を1600C以上で照射することによリ行った。照射試験の結果、粒子破損は大部分が燃料核移動によりものであった。炉心昇温事故を模擬した試験としては、二種の炉外加熱試験を行った。加熱により耐熱限界温度の測定と超高温下での挙動を調べた。反応度事故時の燃料挙動の研究は、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)によるパルス照射により行い、この時の最高温度は2800C以上であった。パルス照射試験では、コンパクトに成形した被覆粒子は2800C以上の超高温でも、ル-ズな被覆粒子にみられた非常に激しい破損は見られなかった。コンパクトに成形した粒子では燃料核の中心でUOが蒸発し、球状ボイドを呈していた。

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験,1; No.7805試験結果

橋本 政男; 大友 隆; 古田 照夫; 川崎 了; 上塚 寛

JAERI-M 9233, 53 Pages, 1980/12

JAERI-M-9233.pdf:5.31MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における流路閉塞量を求めるために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験を行なった。この試験は流路閉塞量に影響を与えるいくつかのパラメーターを変代させて行ない、事故時に想定される流路閉塞量を定量的に明らかにすることを目的として、1977年から数回にわたり実施されている。本報告書は、今後行なわれる最終の解析に利用するため、1体毎のデータを中心としてまとめられたシリーズの一つで、No.7805集合体に関するものである。収められたデータは、燃料棒の温度、圧力そして膨れ破裂に関するものや、集合体の流路閉塞量などである。

Zircaloy-clad fuel rod burst behavior under simulated loss-of-coolant condition in pressurized water reactors

古田 照夫; 川崎 了; 橋本 政男; 大友 隆

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(10), p.736 - 744, 1978/10

https://doi.org/10.3327/jnst.15.736

軽水炉における冷却材喪失事故時の燃料挙動を調べるため、5種類の燃料棒を水蒸気中又は真空中で加熱をおこなった。昇温速度、加熱方法、雰囲気や定常運転中の生成酸化膜などの変形に及ぼす影響について検討した。燃料棒の最大円周伸びは破裂温度に依存し、前記要因の差異も明らかになる。変形に伴う破覆管平均肉厚の変化は加熱方法と雰囲気の影響を受ける。波覆管内面に生ずる酸化皮膜は、内面への水蒸気供給が少ないとき外面皮膜よりも厚くなるのが観察された。粗で厚い内面の皮膜は単斜晶系および正方晶系のジルコニアで形成され、かつそのような場合高い吸収水素量が認められた。

マイクロ波による混合溶液の加熱特性に関する基礎研究,1; マイクロ波による混合溶液の加熱特性

長南 史記*; 阿部 豊*; 湯浅 朋久*; 金子 暁子*; 瀬川 智臣; 山田 美一

no journal, , 

核燃料サイクルの再処理工程において、マイクロ波加熱脱硝法(MH法)により硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液を混合酸化物(MOX)原料粉末に転換している。処理能力向上のためにはマイクロ波加熱時の混合溶液の突沸・吹き零れといった過渡沸騰現象を防止し、装置や運転条件を最適化する必要がある。本研究では、試料容器下部に設置したサポーターの高さに注目し、サポート高がマイクロ波照射時の溶液の加熱特性に及ぼす影響を評価した。また、電磁場解析シミュレーションによるマイクロ波オーブンモデルの解析・評価を行い、実験結果との相関を調べた。これらの結果を基に、マイクロ波オーブン内の最適なサポート高について検討した。本研究により、サポート高が試料のマイクロ波加熱効率に対して重要なパラメータの一つであることが明らかとなった。