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石井 徹哉; 根本 潤一*; 浅賀 健男
JNC TN9400 2000-045, 64 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-045.pdf:2.47MB
高速炉用ペレット型MOX燃料では、照射により、製造時とは異なるPu濃度分布が形成されるとのPu再分布挙動が生じうる。燃料内にPu濃度分布が形成されることは、燃料の熱的状態を考える上で大きな影響をもたらすものであることから、Pu再分布挙動を適切に評価可能な手法を開発する必要がある。そこで本検討では、1992年時に開発したPu再分布挙動評価用の簡易モデルを高度化することで、照射中の変化履歴も含めて、適切にPu再分布挙動を評価できる手法を構築することを試みた。以下には、その概要を記す。1)92時間に開発したPu再分布挙動評価用簡易モデルの高度化を行い、これをJNCにて開発し、改良を進めている燃料挙動解析コードCEDARに組み込むことで、Pu再分布挙動評価手法を構築した。2)構築したPu再分布挙動評価手法について、照射試験結果を用いた評価結果の較正を行った結果、概ね、
3wt.%程度の幅で、照射が終了した時点の燃料中心部のPu濃度を再現できることを確認した。3)構築したPu再分布挙動評価手法により、燃料に生じうるPu再分布挙動の傾向について検討し、照射の初期段階は、ポア移動に伴う気相輸送によりPu濃度が変化し、以降は、燃焼に伴うU,Pu量の変化と固相輸送との競合が状態が継続されながら、Pu濃度が変化するとの考察が得られた。また、製造時の燃料組成のうちのO/M比は、Pu再分布挙動に対する影響が大きく、照射の初期段階のPu再分布挙動は、U-Pu相互拡散係数が有するO/M比依存性に強く支配されるかたちで生じるとの考察も得られた。
斎藤 裕明*; 入谷 佳一*
JNC TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03
負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。
中村 仁一; 池田 弘章*; 古田 照夫; 森 一麻*
JAERI-M 91-027, 36 Pages, 1991/03
PWR版FEMAXI-IIIコードを用いて、ハルデン炉で行った軽水炉燃料出力急昇試験についての検討を行った。照射実験データによるコードの検証を行い、クリープダウン、燃料棒直径変化、リッジ高さについては、計算値は実測値と良い一致を示し、PWR版FEMAXI-IIIコードが、PWR型燃料棒の挙動解析に十分な性能を持つことが示された。また、このコードを用いてペレット形状の効果及び燃焼度の効果を明らかにした。一方、試験炉による出力急昇試験条件の違いについても検討を行い、炉型及び燃料仕様による出力急昇時の燃料挙動への影響を調べた。その結果、商用PWR条件及びハルデン炉条件でそれぞれ出力急昇試験を行った場合、燃料中心温度及び被覆管最大応力は、ハルデン炉軽水炉ループ内で照射した場合より、やや大きくなることが明らかになった。
天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構における燃料安全研究の目的は、軽水炉燃料に関して現在の規制基準や安全裕度の妥当性を評価すること、新材料からなる被覆管やペレットを使用した改良型燃料に係る規制のためのデータを提供すること、及び規制に活用可能な計算コードを提供することである。本発表では、最近の反応度事故(RIA)模擬試験、冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験の進捗に加え、原子力機構における燃料安全研究の概況を報告する。
天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構における燃料安全研究の目的は、軽水炉燃料に関する現在の規制基準及び安全裕度の妥当性評価、新材料からなる改良型燃料に関する規制のためのデータ及び技術的知見の取得、及び規制に活用可能な燃料挙動解析ツールの提供、等である。本発表では、最近原子力機構で進めている反応度事故(RIA)模擬試験、冷却材喪失事故(LOCA)模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良の進捗等について、概況を報告する。
天谷 政樹
no journal, ,
原子力機構における燃料安全研究の目的は、軽水炉燃料に関する現在の規制基準の妥当性評価、新しい燃料材料からなる改良型燃料に関する規制のための技術的知見の取得整備、及び規制に活用可能な燃料挙動解析技術の開発、等である。本発表では、原子力機構における最近の反応度事故模擬試験、冷却材喪失事故模擬試験、及び燃料挙動解析コード改良の状況について報告する。
谷口 良徳; 宇田川 豊
no journal, ,
事故耐性燃料の一つであるCrコーティング被覆管は、非コーティング材に比べ高い高温酸化耐性を示す一方、保護効果には限界があり、シビアアクシデント(SA)を含む過酷な条件での挙動を適切に把握できる評価手法の確立が望まれる。従来設計燃料の照射試験等で蓄積された知見の集約と、開発研究の進展が著しい事故耐性燃料の挙動評価への対応を両立し、通常運転時からSA時までをカバー可能な共通解析基盤の構築に向け、原子力機構では、燃料挙動解析コードFEMAXIの事故解析版となるRANNSの開発を進めている。本報では、LOCA解析ツールとしての開発方針、Crコーティング被覆管の高温酸化挙動を扱うために最近実施したCr層侵食モデル導入や解析体系の自動再構成機能の改良について述べるとともに、高温酸化試験の試解析結果に基づき、Cr層の保護効果消失とその後Cr層内側で生じるジルコニア層の成長挙動を模擬できることを示す。
谷口 良徳; 宇田川 豊
no journal, ,
事故耐性燃料(ATF)の一つであるCrコーティング被覆管は、従来材(非コーティングZr合金)に比べ高い高温酸化耐性を示す一方、その保護効果には限界があり、シビアアクシデント(SA)耐性の適切な評価や同材料に適した規制基準の検討に資する評価手法の確立が望まれる。従来設計の軽水炉燃料からATFまで、また通常運転時からSA時までをカバー可能な国内共通解析基盤の構築に向け、燃料挙動解析コードFEMAXI及びRANNSを開発している。この一環として、Cr層の保護効果への影響が指摘されている、Zr侵入によるCr層劣化等の素過程をモデル化し、実験解析を通じて、開発したモデルのパラメータ決定及び動作検証を実施した。Cr層が関与する高温反応として、(1)外面側Cr
O
成長、(2)母材金属層へのCr拡散、(3)母材金属層界面からのZr侵食とその酸化による析出ZrO網形成、(4)同経路形成による母材金属層への酸素拡散加速、(5)Cr層と母材金属層界面でのZrO層形成と成長を高温酸化モデルへ導入した。Crコーティング(15 
m厚) M5
被覆管の高温酸化実験 を解析した結果、観察されたCr層の保護効果消失、Cr層下でのZrO層形成、母材金属層への酸素侵入挙動を同時に再現することができた。金属層中への酸素吸収は有意なZrO層形成のない段階で始まっており、SA条件は元より、事故時の炉心冷却形状維持に係るATFの性能把握の観点からも、保護効果喪失素過程の把握とモデルへの適切な反映を通じた挙動予測の信頼性向上が重要となる。
田崎 雄大; 宇田川 豊
no journal, ,
FEMAXI/RANNSは、軽水炉燃料の通常時及び異常過渡条件下の挙動解析を目的に日本原子力研究開発機構が開発を進めてきたFEMAXI-8の機能拡張バージョンであり、新たに反応度事故(RIA)時の燃料挙動追跡が可能となった。従前継続的に開発してきた事故時挙動解析コードRANNSをモジュールとしてFEMAXI-8に統合し、またRIAの非常に急峻な過渡時の燃料挙動解析を安定に実行するために、数値計算の収束性・安定性を強化したものである。原子炉安全性研究炉で実施されてきたRIA模擬試験の内、141ケースで得られた実測データとの比較により解析性能の検証を行い、またこれを通じて、幅広いRIA条件に対し一定の予測性能を確保できる推奨モデルパラメータセットを決定した。このとき、全試験ケースで解析は正常に完了し、被覆管表面最高温度について解析値/測定値間の絶対値誤差の標準偏差は約120
Cであった。