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.

Behaviors of high-burnup LWR fuels with improved materials under design-basis accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.

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。

Failure thresholds of high burnup BWR fuel rods under RIA conditions

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

https://doi.org/10.3327/jnst.41.37

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。

Rock-like oxide fuels and their burning in LWRs

山下 利之; 蔵本 賢一; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 白数 訓子; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 大道 敏彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.865 - 871, 2002/08

https://doi.org/10.3327/jnst.39.865

余剰プルトニウムの効率的な利用と廃棄のための新しいオプションを提案するため、岩石型プルトニウム燃料とその軽水炉中での燃焼技術に関する研究を行った。岩石型燃料はイナートマトリクス燃料の一種で、安定化ジルコニア,スピネルやコランダムなどの鉱物類似化合物から構成される。重核分裂片による照射損傷を軽減するため、粒子分散型燃料を考案した。照射試験により、スエリング,ガス放出,微細組織変化に関する知見が得られた。岩石型プルトニウム燃料装荷炉心が有する本来的な短所は、ウランやトリウムなどの共鳴物質を添加することで改善され、改善炉心の過渡時における特性は通常の軽水炉炉心と同等となった。反応度事故条件下における岩石型燃料棒の破損しきい値は軽水炉燃料と同等であることが、パルス照射試験により確認された。

Behavior of high-burnup PWR fuels with low-tin zircaloy-4 cladding under reactivity-initiated-accident conditions

更田 豊志; 笹島 栄夫; 杉山 智之

Nuclear Technology, 133(1), p.50 - 62, 2001/01

https://doi.org/10.13182/NT01-A3158

高燃焼度PWR燃料の反応度事故時挙動について、NSRR実験の最新の成果を報告する。これまでにNSRR実験では、水素吸収によって外周部の延性が低下した被覆管と燃料ペレットとの機械的な相互作用による高燃焼度PWR燃料の破損が、低い燃料エンタルピレベルで生ずることを示した。今回新たに、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を備えた高燃焼度PWR燃料の実験においても、同様の破損が生じることを示した。さらに、微粒子化した燃料の冷却材中への放出と機械的エネルギーの発生とを確認し、機械的エネルギーを定量化した。これらの結果をふまえて、被覆管外周部延性低下の影響を受けたPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)破損、燃料微粒子化と機械的エネルギー発生、FPガス放出等、反応度事故条件下における高燃焼度燃料の挙動について論じる。

NSRR pulse irradiation experiments and tube burst tests

更田 豊志; 永瀬 文久; 中村 武彦; 上塚 寛; 石島 清見

NUREG/CP-0166, 3, p.223 - 241, 1998/00

高燃焼度軽水炉燃料を対象とするNSRR実験及び炉外分離効果試験について、最近の成果を報告する。PWR燃料実験では、耐食性を向上させた低スズジルカロイ4被覆管を使用した燃料の実験においても、被覆管外面腐植がより進んだ上部から採取した試験燃料において破損を生じており、さらに機械的エネルギーの発生と微粒子化した燃料の冷却水中への放出を確認した。一方、BWR燃料実験においては燃焼度45MWd/kgU、ピーク燃料エンタルピ約150cal/gまでの範囲で破損は生じていない。また、高燃焼度PWR燃料の破損要因となっている燃料ペレット/被覆管機械的相互作用に対する、被覆管水素吸収量及び水素化物偏在の効果を定量化するために実施した水素吸収被覆管の高速バースト試験の結果を報告する。

NSRR/RIA experiments with high burnup PWR fuels

更田 豊志; 笹島 栄夫; 土内 義浩*; 森 行秀*; 中村 武彦; 石島 清見

Proc. of 1997 Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.669 - 676, 1997/00

高燃焼度PWR燃料を対象とするNSRRパルス照射実験の最新の成果を中心に、これまでに実施した照射済PWR燃料実験の結果を報告する。燃焼度42MWd/kgUまでの範囲においては、現行の反応度事故指針における照射済燃料の破損目安値(85cal/g・fuel)に安全裕度のあることが示されたのに対し、燃焼度50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料実験では、これを下回る約60cal/g・fuelでPCMI(ペレット/被覆管機械的相互作用)による有効発熱部全体に亘る被覆管の大きな縦割れを生じ、高燃焼度範囲における破損しきい値の低下を示す結果となった。引き続いて行った高燃焼度PWR燃料実験においても、被覆管の酸化及び水素吸収の程度の大きい、高い位置から採取した試験燃料を用いた実験では、低い発熱量レベルにおける燃料破損を生じており、被覆管強度の低下、特に被覆管外面側の水素吸収の影響が強く現れている。