OECD/NEA benchmark on pellet-clad mechanical interaction modelling with fuel performance codes; Influence of pellet geometry and gap size

Soba, A.*; Prudil, A.*; Zhang, J.*; Dethioux, A.*; Han, Z.*; Dostal, M.*; Matocha, V.*; Marelle, V.*; Lasnel-Payan, J.*; Kulacsy, K.*; et al.

Proceedings of TopFuel 2021 (Internet), 10 Pages, 2021/10

The NEA Expert Group on Reactor Fuel Performance (EGRFP) proposed a benchmark on fuel performance codes modeling of pellet-cladding mechanical interation (PCMI). The aim of the benchmark was to improve understanding and modeling of PCMI amongst NEA member organizations. This was achieved by comparing PCMI predictions for a number of specified cases. The results of the two hypothetical cases (1 and 2) were presented earlier. The two final cases (3 and 4) are comparison between calculations and measurements, which will be published as NEA reports. This paper focuses on Case 3, which consists of eight beginning of life (BOL) sub-cases (3a to 3h) each with different pellet designs that have undergone ramping in the Halden Reactor. The aforementioned experiments are known as the IFA-118 experiments and were performed from 1969 to 1970. The variations between cases include four different pellets dimensions (7, 14, 20 and 30 mm of height), two different gapsizes between pellet-cladding (40 and 100 microns) and three variations on pellet face geometry (flat, dishing and dishing with chamfer). Such diversity has allowed exploring the codes sensitivity to these individual factors.

Correlation between cleavage fracture toughness and charpy impact properties in the transition temperature range of reactor pressure vessel steels

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07

原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。

原子炉解体とエアロゾル

池沢 芳夫

エアロゾル研究, 5(3), p.212 - 216, 1990/00

http://ci.nii.ac.jp/naid/80005441940

原子炉解体では、発生する放射性エアロゾルの吸入による被爆を防止するために、切断作業にともなって発生する放射性物質の空気中への飛散率、飛散粒子の粒度分布、汚染防止囲いからの漏洩率などのパラメータの値を知る必要があり、これらのデータに基づいて、適切な呼吸保護具や汚染防止囲いを選択する必要がある。本報では、エアロゾルに関して、その発生からみた原子炉解体作業の特徴、測定評価法、吸入による被爆評価に必要な、空気中への飛散率、粒度分布などについて、JPDRの解体経験をふまえて述べたものである。

加速度変動時の限界熱流束に関する実験,その1; 加速度変動がサブクール沸騰域の気泡の挙動に及ぼす影響,第1報; 実験装置および予備実験(共同研究)

楠 剛; 伊藤 泰義; 横村 武宣; 大辻 友雄*; 黒澤 昭*

JAERI-M 86-087, 24 Pages, 1986/06

JAERI-M-86-087.pdf:0.96MB

舶用炉においては、船体運動に伴なう重力加速度の変化によって限界熱流束が受ける影響を明らかにすることは炉心の熱水力設計手法の確立並びに安全性評価の為に重要な課題である。本共同研究は、サブク-ル沸騰域において重力加速度の変化が気泡のふるまいに及ぼす影響を定量的に究明することを目的とする。実験では、作動流体としてフレオン113を用いる。本報は、実験装置と予備実験として行なった静止時の沸騰開始熱流束及び種々の熱水力学的条件における気泡径の測定結果について記す。