JOPSS:検索結果一覧

論文

Study on chemical interaction between UO $_{2}$ and Zr at precisely controlled high temperatures

白数訓子; 佐藤拓未; 鈴木晶大*; 永江勇二; 倉田正輝

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.697 - 714, 2023/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2138602

被引用回数：1 パーセンタイル：72.91(Nuclear Science & Technology)

ジルカロイ被覆管とUO $_{2}$ 燃料の溶融反応のメカニズム解明に資するため、温度誤差が可能な限り最小となるよう検討を行い、1840 $^{circ}$ Cから2000 $^{circ}$ Cの範囲でZrとUO $_{2}$ の高温反応試験を実施した。UO $_{2}$ るつぼにZr試料を装荷し、アルゴン雰囲気中加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行った。1890 $^{circ}$ Cから1930 $^{circ}$ Cで加熱した試料は、丸く変形しており、-Zr(O)相と、少量のU-Zr-O溶体相で形成されていた。1940 $^{circ}$ C以上で加熱した試料は大きく変形し、急激に溶体形成反応が進行する様子が観測された。U-Zr-O溶体相の形成反応はZr(O)中の酸素濃度に依存し、酸素濃度の低いZr(O)へ反応はどんどん進展する。そして酸素含有量が高いZr(O)中では、U-Zr-O溶体相の生成が抑制されることが確認された。

論文

High-temperature interaction between zirconium and UO

白数訓子; 鈴木晶大*; 永江勇二; 倉田正輝

Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR 2019) (Internet), 4 Pages, 2019/05

ジルカロイ被覆管とUO $_{2}$ 燃料の高温における溶融過程解析モデルの高度化に資するため、ZrとUO $_{2}$ の高温反応試験を実施した。UO $_{2}$ るつぼに、Zr試料を装荷し2173K近傍で加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行った。試料の中間領域には、上方へ直線状に伸びる相が観測された。この相は、U-Zrの金属溶体相と考えられ、Zr試料中、酸素濃度が少ない方へ選択的に成長したと考えられる。

論文

Enhancement of cesium release from irradiated fuel at temperature above 2,800K

日高昭秀; 工藤保; 中村武彦; 上塚寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.273 - 275, 2002/03

https://doi.org/10.3327/jnst.39.273

被引用回数：10 パーセンタイル：54.86(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント条件下における照射済燃料からの放射性物質放出挙動を調べるVEGA計画では、第3回目実験を2000年10月に行った。試験燃料は、被覆管を取り除いた燃焼度47GWd/tUのPWR燃料ペレット2個であり、大気圧,He雰囲気条件下で3,123Kまで昇温した。燃料溶融により、揮発性セシウム(Cs)の放出は促進され、最終的な放出割合は約100%に達したが、低揮発性のRuとEuのそれはゼロであった。燃料溶融時のCsの放出率速度係数は、燃料の融点以下の測定データから求めた放出率速度係数をアレニウス式に従って外挿した場合と比較して1桁近く増加した。このことは、燃料溶融時の放出挙動のモデル化にあたっては、UO $_{2}$ 結晶格子を常に健全と仮定するCORSOR型モデルや結晶粒内の拡散モデルなどの従来法からの外挿とは違ったアプローチが必要であることを示している。

報告書

ナトリウム冷却MOX燃料大型炉心の再臨界回避方策の評価

藤田朋子

JNC TN9400 2000-038, 98 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-038.pdf:7.49MB

実用化戦略調査研究の一環として、有力な候補プラントの1つであるナトリウム冷却MOX燃料大型炉心について、再臨界回避方策の評価を実施した。実証炉の炉心崩壊事故解析等による従来の知見から、流量低下型事象時に炉停止に失敗し、大規模な溶融燃料プールが形成されて初めて、径方向揺動等による燃料の移動集中が生じ、厳しい即発臨界現象に至る可能性があることが分かっている。再臨界の可能性を排除するために、炉心物質の再配置を制御するCMR(Controlled Material Relocation)概念に基づいた再臨界回避方策の候補として、内部ダクト付き集合体、LAB(下部軸ブランケット)一部削除型集合体が提案されている。これらの方策についてSIMMER-IIIコードを用いた予備解析を実施し、CMR有効性の比較検討を行った。検討した候補のうち、内部ダクト付き集合体が最も燃料流出が早く、再臨界回避方策として有力である見通しを得た。LAB一部削除集合体でも、若干燃料流出は遅くなるが有望な候補である。しかしながら、中央ピンにUAB(上部軸ブランケット)を残す場合は、炉心下方でのFCIによって炉心燃料領域内に燃料が再流入するため、炉心性能へ著しい影響を与えない限り、中央ピンのUABも削除する方が良い。中央ピンの燃料軸長の長短が燃料流出挙動に与える影響は小さく、むしろUAB有無の影響が重要である。

報告書

高速炉用混合酸化物燃料の溶融限界線出力評価 - 「常陽」PTM-2試験に関する照射後試験技術開発と試験結果の評価 -

山本一也; 櫛田尚也; 小泉敦裕

JNC TN9400 2000-029, 87 Pages, 1999/11

JNC-TN9400-2000-029.pdf:5.11MB

「常陽」における燃料溶融限界線出力試験(PTM: Power-To-Melt試験)であるPTM-2試験に供せられた試験体B5D-2の試験燃料ピン24本について、燃料溶融限界線出力評価に資するために照射後燃料の試験方法を確立し、その試験結果の妥当性評価を実施した。本研究により、以下の結果が得られた。・試験によって確認されたB5D-2の線出力ピーク部位における最大燃料溶融割合は10.7%で、「常陽」PTM試験の最大燃料溶融割合制限値20%の約半分であった。線出力ピーク部位以外の部位において最大の燃料溶融割合が認められ、11.8%に達していたが、これは溶融燃料が移動し、二次溶融が発生したものと考えられる。・PTM試験評価において決め手となる燃料溶融境界の判定は、基本的に金相組織観察によって可能であるが、金相組織だけでは判別の困難なケースでは、X線マイクロアナライザーによるPu分布分析を組合せて評価することが非常に有効である。・燃料溶融境界における線出力値に与える燃料ペレット密度の効果は過去の報告よりも大きいことが示唆されたが、燃料ペレット-被覆管ギャップやO/M比の依存性については明確には認められなかった。さらに、被覆管内面温度の影響やタグガスの影響についても本試験では認められなかった。

論文

Influence of thermal properties of zirconia shroud on analysis of PHEBUS FPTO bundle degradation test with ICARE2 code

日高昭秀; 中村仁一; 杉本純

Nucl. Eng. Des., 168(1-3), p.361 - 371, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(96)00009-X

被引用回数：2 パーセンタイル：23.04(Nuclear Science & Technology)

CEA/IPSN及びECが実施したPHEBUS FPTO試験の最終的な燃料溶融割合は約50%に達した。現在までに実施された試験後解析は、試験後期の燃料温度を過小評価し、大規模な燃料溶融を未だ再現していない。試験で使用されたジルコニアシュラウドの熱伝導度は、原研等が測定した熱拡散率に比熱等を乗じて評価しているが、これまでの計算で使用した熱伝導度はPearsの比熱データに基づいて算出していた。しかしながら、最近の熱特性データ集は、高温でより低い値を与えるCoughlin&Kingのデータを採用している。そこで本研究では、シュラウドの熱伝導度の不確実性に着目し、IPSNが開発したICARE2コードを用いて試験結果の再現を試みた。その結果、Coughlin&Kingの比熱データを用いた場合、FPTO試験の炉心損傷過程ははぼ適切に再現された。シュラウドの熱特性が燃料溶融挙動に与える影響は大きいことから、高温域での熱特性のより詳細な再評価が望まれる。

論文

Thermal-hydraulics in uncovered core of light water reactor in severe core damage accident, IV; Analysis of core damage behavior in TMI-2 accident with SEFDAN code

田辺文也; 須田徹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.12 - 22, 1987/01

https://doi.org/10.3327/jnst.24.12

被引用回数：1 パーセンタイル：19.35(Nuclear Science & Technology)

著者等によって開発され、PBF.SFD実験解析によって検証されてきた燃料損傷挙動解析コードSEFDANを用いてTMI-2号炉の事故時の燃料挙動を解析し、次の結果を得た。炉心中心領域の最上部1/4では燃料温度がUO $_{2}$ の融点を越え、溶融落下したものと考えられる。更に2.3m以上の大部分では、高酸化でZrO $_{2}$ の融点を越えるか、低酸化でZrの融点を超えるので被覆管が溶融落下したものと考えられる。またかなりの部分にわたって酸化が進行しているので、事故開始後2時間54分での主冷却材ポンプRCP-2Bの再起動により熱衝撃を受けて崩壊した部分も大きいと考えられる。但し最外周部では高温に至らず、酸化もあまり進行しないので健全な形状を保っていると期待される。これらの結果は超音波ソナーによって得られた炉心トポグラフィとよく対応している。

報告書

JMTR燃料溶融事故に対する計装の応答; 事故事例研究シリーズ,その1

八剣達雄

JAERI-M 4453, 21 Pages, 1971/05

JAERI-M-4453.pdf:0.8MB

JMTR燃料に流路閉塞が起こり、1本要素の約1/10の燃料(U $^{2}$ $^{3}$ $^{5}$ 20g)が溶融した場合を想定し、各計装の感度応答を検討した。燃料溶融部分に含まれるFPのうち一次冷却水に放出される割合を100%と仮定した。当然のことながら、この程度の規模の想定事故では殆んどの計装はスケールオーバーする。警報が発せられれば破損を認知できるので、感度より逆算して各計装の警報設定点における検知可能な最少燃料溶融量も算出している。数10mgの燃料溶融で殆んどのモニターが警報を発する。附録にアメリカ国内で経験された材料試験炉の主な燃料破損などについて述べた。このような事例研究は、JMTRの安全確保に必要があるので今後も続ける。

口頭

シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化,2-4; UO $_{2}$ -Zr高温反応試験

白数訓子; 鈴木晶大*; 永江勇二; 倉田正輝

no journal, ,

ジルカロイ被覆管とUO $_{2}$ 燃料の高温における溶融過程解析モデルの高度化に資するため、ZrとUO $_{2}$ の高温反応試験を実施した。UO $_{2}$ るつぼに、Zr試料を装荷し1900 $^{circ}$ C近傍で加熱を行い、生成した反応相の成長状況や溶融状態、組織変化の観察を行い、溶融メカニズムをより明確なものとした。

口頭

シビアアクシデント時の燃料破損・溶融過程解析手法の高度化,2-3; JUPITERコードの溶融要素過程解析モデルに対する妥当性検証解析

Chai, P.; 山下晋; 永江勇二; 倉田正輝

no journal, ,

JUPITERコードの炉心溶融現象解析における溶質拡散モデルに対して、既往研究結果に対する検証解析を実施した。その結果、既往研究結果と良好な一致を示し、JUPITERコードの溶質拡散モデルの妥当性を確認することができた。

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