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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。

報告書

ハルデンプロジェクト出張報告 ATR実証炉燃料の第1出力急昇試験 データ集

加藤 正人

PNC-TN8600 94-005, 132 Pages, 1994/08

PNC-TN8600-94-005.pdf:7.95MB

平成6年8月8日$$sim$$21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容は、技術資料にて報告した。本資料は、出力急昇試験にオンラインで測定した出力、被覆管伸び計装データなどの生データ集である。本試験は、ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて行った第一回目の出力急昇試験である。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60KW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2KW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。

報告書

ハルデンプロジェクト出張報告 ATR実証炉燃料の第1出力急昇試験

加藤 正人

PNC-TN8600 94-004, 184 Pages, 1994/08

PNC-TN8600-94-004.pdf:9.48MB

平成6年8月8日$$sim$$21日にノルウェーエネルギ技術研究所ハルデンプロジェクトへ出張し、ATR実証炉燃料の第1回出力急昇試験(ランプ試験)に立ち会うとともに、すでに照射の終了している燃料の照射後試験結果について技術的な打ち合わせを行った。それら、試験結果と打ち合わせた内容について報告する。ふげんにてベース照射を行ったATR実証炉燃料の破損限界を調べる目的のために、ハルデン炉にて出力急昇試験を行った。試験は燃焼度13.0GWd/tの標準燃料と改良型燃料(Zrライナー)及び17.9GWd/tの標準燃料の3本について、目標到達線出力密度60kW/mまでのマルチステップランプ試験を行い、燃料には破損検知のため照射中の被覆管伸びをオンラインで測定できる計装を取り付けた。その結果、各燃料は、それぞれ、62.4、64.2、62.2kW/mの線出力密度まで照射され、破損することなく試験を終了した。ランプ試験中の燃料挙動として、被覆管のリラクゼーションと塑性変形を観察した。また、すでに照射試験の終了しているIFA-554/555,565の照射後試験とIFA-591ランプ試験前の非破壊試験のデータについて、シェラー研究所にて照射後試験結果の技術的な打ち合わせを行い、照射後試験の試験方法、試験データについての解釈について打ち合わせた。

論文

Macroscopic calculational model of fission gas release from water reactor fuels

内田 正明

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.752 - 761, 1993/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.13(Nuclear Science & Technology)

FPガス放出率を燃料温度を用いて計算するのは、最初に温度を見積らなくてはならないので間接的である。燃料の設計および運転パラメータから直接FPガス放出率を求める計算式を得るために、Boothモデル型の拡散放出モデルを、拡散定数の温度依存性を線出力密度依存性に書き替える形で修正した。得られた計算式は、任意定数を適当に定めることにより、最高60,000MWd/tの燃焼度までの様々な照射履歴の下でのFPガス放出を良く表現できることが示された。この計算モデルは、単純な出力履歴に対しては、グラフを用いた半解析的な方法でガス放出率を求めることができる。

報告書

JMTRにおける軽水炉燃料の局所線出力評価法の検討(OWL-1照射孔)

河村 弘; 安藤 弘栄; 永岡 芳春; 小向 文作; 新見 素二

JAERI-M 83-133, 27 Pages, 1983/08

JAERI-M-83-133.pdf:0.81MB

JMTRでは、種々の照射孔で軽水炉燃料が照射されており、その照射挙動を解析するために、燃料棒の局所線出力を、より正確に、そして、より簡便に求める努力が続けられている。本報告書では、水ループOWL-1照射孔に装荷されている3本バンドル軽水炉燃料集合体(79LF-39J)内の各燃料棒の局所綿出力評価法について検討した。この検討のために、JMTR臨界実験装置(JMTRC)を用いて、Dy箔放射化法による実験を実施した。新しい試みとして、局所線出力評価のために必要な、そして出力上昇時変動しやすい軸方向熱中性子束分布係数(Fz)について、3次元核計算結果とJMTRC実験結果を比較した。両者が、非常に良く一致したため、Fzが3次元核計算で評価できることが実証された。さらに、各燃料棒の出力分担比(F$$_{H}$$)と軸方向熱中性子束分布についても報告する。

報告書

JMTRにおける燃料中心温度測定実験(IV); 第2次試料の予備実験

河村 弘; 安藤 弘栄; 小向 文作; 新見 素二

JAERI-M 82-020, 16 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-020.pdf:0.56MB

JMTR既設の水ループOWL-1を用いて実施される燃料中心温度測定実験は、第1次試料がすでに照射済であり、第2次試料は、昭和56年9月末から照射されている。JMTRにおける本試料の発熱量(燃料棒線出力)を評価するため、JMTR臨界実験装置(JMTRC)を用いて予備実験を行った。この予備実験により、燃料棒の出力分担比、軸方向の熱中性子束分布と軸方向のピーキング係数を求めた。さらに、OWL-1試料部の水平方向熱中性子束分布を一次平面近似することにより、平面上、3ヶ所に配置した自己出力型中性子検出器(SPND)出力の相対中性子束から、各燃料棒の出力分担比が十分な精度で求められることを確認した。

報告書

JMTRにおける燃料中心温度測定実験,2; 第1次燃料試料の実験解析

安藤 弘栄; 河村 弘; 瀬崎 勝二; 小向 文作

JAERI-M 9202, 41 Pages, 1980/11

JAERI-M-9202.pdf:1.26MB

軽水炉燃料安全研究に関して最も基本的な実験である燃料中心温度測定実験を、JMTRの水ループOWL-1で行うことが計画されている。3対の計装付燃料集合体の照射が行われるが、第1次試料の照射が完了した。ここでは燃料中心温度の測定値と原研の燃料温度分布計算コードFREG-4の予測値とを比較検討した結果について述べてある。また局所線出力の求め方などのデータ解析法、炉内計装の炉内挙動分析結果についても述べられている。燃料中心温度は通常時最高1250$$^{circ}$$C、線出力は最高320w/cm、到達燃焼度は最大約1600MWD/TUであった。

報告書

JRR-2円筒燃料孔で照射した被覆燃料粒子用キャプセルの温度解析

林 悌二; 宮坂 靖彦; 岩本 多實

JAERI-M 6908, 16 Pages, 1977/01

JAERI-M-6908.pdf:0.97MB

JRR-2・円筒燃料孔でニ体の温度無制御方式キャプセルにより被覆燃料粒子を照射し、簡単な熱計算を行った。原子炉出力をステップ状に上げ、キャプセルの5ケ所に設置した熱電対で測温した。照射済被覆燃料粒子の燃焼度測定結果とTHERMOSコードによる熱中性子束分布より線出力を決定した。この結果に基づいて多重管ノードの温度を求め実測値と比較した。その結果、被覆燃料粒子が照射容器中に比較的分散して装荷された場合、計算上装荷位置を容器の中心に変更しても計算値と実測値の間に良い一致が見られた。一方、分散させずに装荷された場合、被覆燃料粒子を円柱と仮定すると計算値と実測値の間に比較的良い一致が見られた。また、被覆燃料粒子充填層の実効熱伝導度として、K(watt/cm・$$^{circ}$$C)=3$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$ t($$^{circ}$$C)+0.02を得た。

報告書

短尺燃料キャプセルの熱計算

安藤 弘栄

JAERI-M 5469, 58 Pages, 1973/12

JAERI-M-5469.pdf:1.35MB

燃料キャプセルの照射条件のうちで線出力は通常最も重要なパラメータである。線出力の推定は核計算及び臨界実験装置の実験から求めている(Q$$_{P}$$ES)。一方照射中キャプセルに取付けられた熱電対の温度指示値からは、一次元熱を介して線出力が求められる(Q$$_{G}$$EN)。両者の一致度を追求することは線出力精度向上のため重要である。但しQ$$_{G}$$ENでの問題は一次元計算であるため軸方向の熱の流れは無視されることであり、短尺燃料試料の線出力は常に低目に見積られる。本報告では二次元熱計算を行い、一次元熱計算の評価を行った。その結果次の結論を得た。(1)スタック長さ5cm、ペレット径7mmの短尺ピンでは、一次元計算からの線出力は二次元計算の線出力に比べて1/1.7倍になる。(2)スタック長さが20cm以上になると1/1.1倍程度になり、二次元計算に一致する。(3)高濃縮の短尺燃料キャプセルではスタック端部にかなりの発執ピーキングを生ずるが軸方向の熱の逃げのため、温度的ピーキングは小さく問題とはならない。

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