NSRR RIA-simulating experiments on high burnup LWR fuels

更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫; 永瀬 文久

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.633 - 645, 2005/10

NSRRでは軽水炉燃料の反応度事故(RIA)時挙動の研究を行っている。最近実施したOI-10及び-12実験では燃料破損には至らず、OI-11実験では破損時エンタルピが高いという結果を得た。これらの結果は、PWR運転中の耐食性が向上した新型被覆管の性能を反映しており、これらの被覆管を備えた燃料はジルカロイ4被覆燃料に比べてより大きな安全裕度を有すると言える。加えて、大粒径ペレットによる粒界ガス蓄積量の低減は、OI-10実験で観測されたように、RIA時のFPガス放出量を抑制し得る。VA-1実験は燃焼度78MWd/kgUのMDA被覆PWR燃料に対して実施した。高い燃焼度及び約81mという厚い酸化膜にもかかわらず、破損時エンタルピは燃焼度5060MWd/kgUで40m程度の酸化膜を持つ燃料に対する結果と同程度だった。この結果は、ペレットの固体熱膨張がPCMIの主要因であるため、ペレット周辺部の高燃焼度組織(リム組織)が破損時エンタルピの低下に及ぼす影響は小さいことを示唆している。

高品質メタンハイドレートの合成と評価

井川 直樹; 石井 慶信; 星川 晃範; 山内 宏樹; 下山 智隆

JAERI-Tech 2004-067, 23 Pages, 2004/11

JAERI-Tech-2004-067.pdf:5.88MB

従来よりも微細な氷を用いることでメタンハイドレートを合成した。中性子回折実験及びメタンハイドレート分解実験によるメタンガス放出量の測定の結果、合成したメタンハイドレートが、実験精度以内で、不純物や未反応の氷を含まない高品質なものであることがわかった。なお、メタンハイドレートの中性子回折データを用いてRietveld解析を行い、さらにMEM解析を行った結果、メタンハイドレート中の各構成原子の散乱長に基づく各原子位置の密度分布を可視することができた。

トカマク核融合装置による低域混成波電流駆動システムに関する研究

前原 直

JAERI-Research 2000-061, 104 Pages, 2001/01

JAERI-Research-2000-061.pdf:9.71MB

5GHz LHCDシステムに必要不可欠な大出力クライストロン,高周波真空窓,低ガス放出アンテナ及びプラズマ対向用アンテナ先端部モジュールの開発研究について報告する。クライストロン開発では0.7Pのビームパービアンスを用いた設計により715kW-63%の出力及び効率を短パルスクライストロンで実証した。高周波窓ではピルボックス部の寸法をオーバーサイズにすることにより1MW-CWが可能であることがわかった。低ガス放出アンテナの開発では、高温で機械特性に優れたアルミナ分散強化銅を用い、ガス放出率は300で410Pam/smの十分低いレベルであることがわかった。先端部モジュールの開発では炭素系繊維材を用い、46MW/m-100秒の定常運転を実証し、ガス放出率も十分低いレベル(10Pam/sm: at 120)であることがわかった。

高速炉用炭・窒化物燃料の照射後試験 - 燃料ピンの非破壊試験結果 -

勝山 幸三; 永峯 剛; 前田 宏治; 松元 愼一郎

JNC TN9410 2000-009, 65 Pages, 2000/09

JNC-TN9410-2000-009.pdf:4.36MB

日本国内初の高速炉(実験炉「常陽」)を用いたウラン・プルトニウム混合炭・窒化物燃料(以下 炭・窒化物燃料)の照射試験は、高速炉における照射挙動及び燃料ピンの健全性を確認し、新型燃料の評価に資するために実施した。本研究では炭化物燃料ピン1本、窒化物燃料ピン2本を最大燃焼度約40GWd/tまで照射した。炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験は大洗工学センター照射燃料集合体試験施設において平成11年10月から開始し、平成12年3月に終了した。本報告書は炭・窒化物燃料の非破壊照射後試験結果について報告するものである。主な結果を以下に示す。(1)照射後非破壊試験結果から炭・窒化物燃料ピンの健全性を確認した。(2)炭・窒化物燃料のスタック伸び率は、高速炉用MOX燃料のそれよりも大きく、これは燃料スエリング挙動の違いに起因している現象と予測される。(3)炭・窒化物燃料のスタック部の線強度分布に特異な挙動は確認されなかった。窒化物燃料では下部熱遮蔽ペレット部及び燃料ペレット外周部へのCs137の移動挙動に差異が認められた。炭化物燃料では明確なCs137の移動は確認されなかった。(4)燃料ピン寸法測定から直径ギャップ幅の小さい炭化物燃料及び窒化物燃料ではスタック部にFCMIに起因すると予測される50m前後の外径増加が確認された。一方、直径ギャップ幅の大きい窒化物燃料ではペレットのリロケーションに伴うと予測される比較的顕著なオーバリティが観察された。(5)窒化物燃料のFPガス放出率は3.3%と5.2%を示し、高速炉用MOX燃料と比較すると低い値であった。

Behavior of irradiated ATR/MOX fuel under reactivity initiated accident conditions

笹島 栄夫; 更田 豊志; 中村 武彦; 中村 仁一; 菊池 圭一*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(5), p.455 - 464, 2000/05

https://doi.org/10.3327/jnst.37.455

反応度事故条件下における照射済MOX燃料の挙動を調べるために、原研のNSRRにおいて燃焼度約20MWd/kgHMのATR/MOX燃料を用いたパルス照射実験を行った。ピーク燃料エンタルピ335~586J/gの範囲で4回のパルス照射実験を実施した結果、燃料の破損は観察されなかった。ピーク燃料エンタルピ500J/g以上の実験で、PCMIによる比較的大きな燃料棒の変形が生じ、461J/g以上のエンタルピで試験した燃料では、ペレット密度の顕著な低下が観察された。また本実験では最高約20%という高いFPガス放出が測定された。Puスポット位置では、FPガスが蓄積されていたと思われる数十ミクロンの大きな空洞が見られた。燃料ペレットの外周領域にあるPuスポットの周りでは、細粒化組織が観察された。Puスポット中の大きな空洞又は多孔組織の存在は、パルス照射時のペレットのスエリングに寄与したと考えられる。すなわち、高いエンタルピ条件でパルス照射した場合には、燃料棒の大きな変形を引き起こし、結果的に高率のFPガス放出を生じさせた原因になったと考えられる。

窒化物燃料の照射挙動および設計評価用モデルに関する調査・検討

井上 賢紀; 鵜飼 重治; 浅賀 健男

JNC TN9400 2000-041, 29 Pages, 2000/03

JNC-TN9400-2000-041.pdf:1.18MB

実用化戦略調査研究における窒化物燃料オプションの実現性評価に資するため、窒化物燃料の照射挙動および設計評価用モデルに関する調査・検討を行った。(1)燃料ピン機械設計評価(CDF評価)への反映被覆管のクリープ寿命分数和の評価には、内圧変化(FPガス放出率)と被覆管減肉挙動(FCCI挙動)に関する情報が必要である。また、窒化物燃料は酸化物燃料に比較してFPガス放出率をかなり小さく抑えられる可能性があることが指摘されており、プレナム長さの低減による炉心燃料集合体の短尺化の可能性もある。そこで、窒化物燃料のFPガス放出挙動とFCCI挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域までの予測評価を行った。(2)燃料ピン仕様選定への反映燃料体積率向上の観点からはより高い燃料スミア密度の燃料ピン仕様が望まれるが、窒化物燃料は酸化物燃料に比較して燃料スエリングが大きく、FCMI挙動の観点からスミア密度には上限値(許容燃料スミア密度)が存在すると考えられる。そこで、窒化物燃料の燃料スエリング挙動に関する過去の報告例を整理し、実績範囲を明確化するとともに、高燃焼度領域に対する予測評価を行った。(3)水冷却オプション特有の問題に関する調査軽水炉あるいは超臨界圧水炉を発展させた高速炉概念に関連し、窒化物燃料と高温水との共存性に関する過去の報告例を整理した。

反応度事故条件下における照射済ATR/MOX燃料の挙動(共同研究)

笹島 栄夫; 更田 豊志; 中村 武彦; 中村 仁一; 上塚 寛; 菊池 圭一*; 安部 智之*

JAERI-Research 99-060, p.62 - 0, 2000/03

JAERI-Research-99-060.pdf:12.05MB

反応度事故条件下における照射済MOX燃料の挙動、特にFPガス放出や破損機構をウラン燃料と比較し把握するために、原研のNSRRにおいて燃料燃焼約20MWd/kgHMまで新型転換炉「ふげん」においてベース照射したATR/MOX燃料を用いたパラメータ照射実験を行った。これまでに4回のパルス照射実験をピーク燃料エンタルピ335J/gから586J/gの範囲で実施したが、燃料の破損は観察されなかった。500J/g以上のピーク燃料エンタルピを与えた実験では、PCMIによる比較的大きな燃料棒の変形が生じた。パルス後のガスパンクチャ試験により、約20%のFPガス放出が観察された。Puスポット位置では、FPガスがたまっていると思われる直径数十ミクロンの大きな気孔が見られた。ペレット外周部のPuスポットの周りでは結晶粒の微細化が観察された。またペレット外周部でのマイクロクラックの生成、Puスポットを起点としたクラックの生成、マトリックス部の結晶粒界分離が観察された。このようにパルス照射によるペレットミクロ組織の変化がパルス照射時の燃料スエリングに寄与したと考えられる。また相対的に高いピーク燃料エンタルピのパルス照射時に見られた、燃料棒の大きな変形及び高いFPガス放出率は、このようなミクロ組織の変化によって生じたものと思われる。

Gas desorption properties of tungsten coated graphite materials

広畑 優子*; 桶川 美晴*; 柳原 英人*; 日野 友明*; 荻原 徳男; 柳生 純一; 西堂 雅博

Vacuum, 53(1-2), p.309 - 312, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0042-207X(98)00374-1

核融合炉用プラズマ壁面材の候補の1つと考えられてるレニウム中間層を有するタングステン被覆グラファイト(W-Re/G)からのガス放出特性を調べた。最初に母材であるグラファイトからの放出ガスを調べた。主な放出ガスは、H,HO,COそしてCOであった。また、500K付近にCH(x=1-4)の炭化水素が観測された。W-Re/G試料からの炭化水素の放出量は、グラファイトの場合よりも一桁以上少なかった。しかし、1200K付近で多量のCOの放出が観測された。W-Re/Gの使用に際しては、1200K以上での前処理ベーキングが必要である。

金属廃棄物からのガス発生評価(II)(研究概要)

和田 隆太朗*; 西村 務*; 藤原 和雄*; 田邉 誠*

PNC TJ1058 98-005, 58 Pages, 1998/02

PNC-TJ1058-98-005.pdf:1.91MB

TRU廃棄物を構成する金属材料の腐食による水素ガス発生量を定量的に評価することを目的として、平成8年度に引続いてTRU廃棄物の主要構成金属である炭素鋼の腐食機構やガス発生挙動等について文献調査を行うと共に、平成8年度の試験研究において残された課題の内で重要度の高いものについて試験研究を行った。(1)還元条件下の模擬地下水中におけるジルカロイの自然浸漬電位はpH10.014.0のいずれの溶液中においてもアノード分極曲線上の不働態域にあり、腐食によって発生する水素ガス量は極微量である。(2)還元条件下の模擬地下水中におけるステンレス鋼(SUS304)の自然浸漬電位はpH10.014.0のいずれの溶液中においてもアノード分極曲線上の不働態域にあり、腐食によって発生する水素ガス量は超微量である。(3)ガラス製アンプル中に試験溶液と試験片を封入し、完全密閉状態で金属腐食により発生する水素ガス量を超長期に渡って測定する手法を確立した。(4)今後の検討課題以上の研究結果より今後検討すべき課題としては、実際のコンクリート/モルタル充填試験体による水素ガス発生挙動評価、還元条件下におけるステンレス鋼の局部腐食挙動評価、長期に渡る還元条件下の水素ガス発生挙動評価試験、材料側因子の影響評価等が挙げられた。

Fission gas release of uranium-plutonium mixed nitride and carbide fuels

岩井 孝; 中島 邦久; 荒井 康夫; 鈴木 康文

IAEA-TECDOC-970, 0, p.137 - 153, 1997/10

高速炉用新型燃料として期待されるウラン-プルトニウム混合窒化物及び炭化物燃料をJMTR及びJRR-2で照射し、核分裂ガス放出を調べた。優れた熱的特性を活かしたコールドフューエル概念の採用により核分裂ガス放出を抑制できることが確認された。また、熱安定型ペレットの導入により核分裂ガス放出を5%FIMA燃焼度で2~3%に低減できた。その他、核分裂ガス放出の抑制にも拘らず、燃料と被覆管との機械的相互作用に有意の影響は認められなかった。実験データの解析から、核分裂ガス放出は開気孔率に強く依存することが示唆されている。