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論文

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO$$_{2}$$ and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

AA2019-0372.pdf:0.81MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:37.46(Nuclear Science & Technology)

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

論文

Thresholds for failure of high-burnup LWR fuels by pellet cladding mechanical interaction under reactivity-initiated accident conditions

宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1063 - 1072, 2019/12

 被引用回数:5 パーセンタイル:63.23(Nuclear Science & Technology)

反応度事故時のペレット・被覆管相互作用により生じる軽水炉燃料の破損に関して、我が国の規制基準改訂の検討に資するため、原子炉安全性研究炉NSRRを用いて得られた近年の研究成果を総括する。これに基づき、現行基準の妥当性及び現行基準に代わりうる新たな判断基準としての燃料破損しきい値とその考え方について議論する。

論文

An Interpretation of Fukushima-Daiichi Unit 3 plant data covering the two-week accident-progression phase based on correction for pressure data

佐藤 一憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05

 被引用回数:10 パーセンタイル:75.66(Nuclear Science & Technology)

福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。

論文

FEMAXI-7 prediction of the behavior of BWR-type accident tolerant fuel rod with FeCrAl-ODS steel cladding in normal condition

山路 哲史*; 山崎 大輝*; 岡田 知也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

現行のBWR9$$times$$9型燃料においてジルカロイ被覆管をFeCrAl-ODS鋼被覆管(経済産業省の研究開発プロジェクトで開発中の一種の酸化物分散強化型鋼)に置き換えた時の事故耐性燃料性能の特徴について、燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7を用いて評価した。特に、燃料温度、核分裂ガス放出、ペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に及ぼす、クリープひずみ速度やODS被覆管の肉厚の影響について調査した。

論文

Validation of MOSRA-SRAC for burnup of a BWR fuel assembly

小嶋 健介

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors; Unifying Theory and Experiments in the 21st Century (PHYSOR 2016) (USB Flash Drive), p.3283 - 3292, 2016/05

核特性解析への適用性を向上させるために、原子力機構では汎用核計算コードシステムMOSRAを開発している。衝突確率法に基づく格子計算モジュールMOSRA-SRACは本システムの中核を成しており、様々な計算モデルにおける本モジュールの適用性を検証することが求められている。この一連の検証の一環として、実験値との比較により、MOSRA-SRACの適用性を検証した。実験値としては、照射後試験SFCOMPO 99-5を選定した。この試験では、東京電力福島第二原子力発電所で使用された8$$times$$8BWR燃料集合体から引き抜かれたUO$$_{2}$$-Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$燃料棒の主要な重核種と核分裂生成物の組成が測定されている。比較の結果、実験値とMOSRA-SRACによる計算値はよく一致することがわかった。ウランおよびプルトニウム核種については、$$^{238}$$Puを除き、5%以内で一致した。$$^{238}$$Puは30%の過大評価となったが、これは燃料棒のボイド率履歴が不明であるためであると考えられる。核分裂生成物は、約10%以内で一致した。

論文

Influence of hydride re-orientation on BWR cladding rupture under accidental conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1211 - 1217, 2004/12

 被引用回数:19 パーセンタイル:75.4(Nuclear Science & Technology)

高燃焼度BWR燃料被覆管では、半径及び軸方向に平行な面に沿った水素化物の析出が増加する。半径方向水素化物はRIA時の燃料挙動に重要な役割を果たし、PCMI条件下では、被覆管の延性を低下させる可能性がある。PCMI条件下における高燃焼度燃料被覆管の破損挙動に及ぼす径方向水素化物の影響を調べるために、約200$$sim$$600ppmの水素を添加した未照射BWR被覆管のバースト試験を行った。約20$$sim$$30%の水素化物を半径方向と軸方向に平行な面に沿って再配向させた。室温及び373Kにおいて、軸方向の割れを伴う大きな破損開口が生じた。しかし、破裂圧力と残留周方向歪み量に対する径方向水素化物の影響は非常に小さかった。したがって、調べた水素濃度と径方向水素化物割合の範囲において、径方向水素化物のみによって、高燃焼度BWR燃料被覆管の延性が著しく低下することはないと考えられる。

論文

Fission gas release in irradiated UO$$_{2}$$ fuel at burnup of 45 GWd/t during simulated Reactivity Initiated Accident (RIA) condition

天谷 政樹; 杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(10), p.966 - 972, 2004/10

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.21(Nuclear Science & Technology)

商用炉で照射された燃料から調製した試験燃料棒に対し、反応度事故条件を模擬したパルス照射を行った。パルス照射後に実施した照射後試験の一部として、試験燃料棒の光学顕微鏡及び走査型電子顕微鏡による観察とEPMAによる分析を行った。パルス照射後の燃料ペレット周辺部及び中心部でXe濃度の低下が認められた。パルス照射中のFPガス放出はおもにペレット中心部で生じたものと考えられる。EPMAの結果からパルス照射中のFPガス放出量は10-12%と評価され、この結果はパンクチャ試験結果と同程度であった。この評価値と炉外アニーリング試験結果とを比較した結果、ペレット中心部からベース照射中に粒界に蓄積されたFPガスのほとんどがパルス照射中に放出されたと考えられた。

論文

Failure thresholds of high burnup BWR fuel rods under RIA conditions

中村 武彦*; 更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(1), p.37 - 43, 2004/01

 被引用回数:18 パーセンタイル:74.15(Nuclear Science & Technology)

反応度事故を模擬した条件での高燃焼度BWR燃料の変形挙動を測定し、破損限界を検討した。NSRRで行った実験では、パルス照射のごく初期に0.4%程度の小さな周方向歪みが生じた時点で被覆管は脆性的に破損した。この変形の歪み速度は数10%/s程度であった。これらの結果をペレットの熱膨張の計算値と比較した結果、この被覆管変形はペレットの熱膨張によって生じており、ペレットに蓄積されたFPガスの影響は小さいことが示された。また、被覆管温度が破損しきい値に及ぼす影響を個別効果試験によって調べた。高燃焼度BWR燃料の破損しきい値に及ぼすパルス幅の影響について、歪み速度,変形の程度、及び被覆管温度の観点から議論した。

論文

Classification of criticality calculations with correlation coefficient method and its application to OECD/NEA burnup credit benchmarks phase III-A and II-A

奥野 浩

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(7), p.544 - 551, 2003/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

臨界計算のベンチマーク結果を類似性に従い分類する方法をこの論文では提案した。相関係数を利用する方法の定式化の後に、経済協力開発機構/国際エネルギー機関(OECD/NEA)の下に実施された燃焼度クレジット臨界ベンチマーク問題III-A及びII-Aに適用した。ベンチマーク問題III-Aは照射済みの沸騰水型炉(BWR)燃料集合体の一連の臨界計算で、ベンチマーク問題II-Aは照射済みの加圧水型炉(PWR)燃料ピンの一連の臨界計算である。これらのベンチマーク問題及び結果をまとめた。相関係数を計算し、一連のベンチマーク計算結果の分類を、相関係数の値としてベンチマーク問題III-Aでは0.15以上,ベンチマーク問題II-Aでは0.10以上という基準に従い分類した。2つのベンチマーク計算結果が同一のグループに属するときに、一方の計算結果は他方の計算結果から予想可能であることがわかった。それぞれのベンチマークについて例を示した。評価済み核データが分類の主因子であった。

論文

Update status of benchmark activity for reactor physics study of LWR next generation fuels

宇根崎 博信*; 奥村 啓介; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*

Transactions of the American Nuclear Society, 88, p.436 - 438, 2003/06

日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UO$$_{2}$$あるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5wt.%といった現行軽水炉に対する規制を超える燃料のことを言う。これまでに12の機関がベンチマークに参加しており、異なるコードと核データライブラリを用いた格子燃焼計算結果の比較から、解析精度の現状と今後の検討課題が明らかにされた。

論文

Irradiated fuel behavior under power oscillation conditions

中村 武彦; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(5), p.325 - 333, 2003/05

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.06(Nuclear Science & Technology)

BWRの不安定性による出力振動時にスクラム不能過渡事象(ATWS)が重なった時の高燃焼度燃料の挙動を調べるため、出力振動を模擬した条件での照射済燃料の照射試験をNSRRにおいて実施した。この試験では燃焼度25及び56GWd/tUの照射済燃料を、約2秒周期でピーク出力が最高50から95kW/mに達する4回から7回の出力振動条件で照射した。この出力振動条件は、NSRRの6本の調整棒をコンピュータ制御により高速で引抜き・挿入を行うことで実現した。燃料棒の変形は、368J/gまでの燃料エンタルピ範囲では、反応度事故(RIA)条件で行った試験結果と同等であった。変形はペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)によって生じ、おおむね燃料エンタルピに比例した。ラチェッティングによる変形の累積は見られなかった。他方、FPガス放出はRIA試験に比べて小さく、これら2種類の過渡試験では放出メカニズムが異なることを示した。

報告書

NSRR実験燃料の破損時破壊力に及ぼす高温・高圧の影響評価

草ヶ谷 和幸*; 杉山 智之; 中村 武彦; 上塚 寛

JAERI-Tech 2002-105, 24 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-105.pdf:1.4MB

原研・原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いた反応度事故の模擬実験において、商用炉での燃料の使用温度・圧力を実現するための新たな実験カプセルを開発しているが、その強度設計に必要な知見として、試験燃料の破損時に発生する破壊力(衝撃圧力及び水撃力)に及ぼす高温・高圧の影響を検討した。破壊力に関する従来の知見、及び温度・圧力による蒸気の物性変化などを考慮すると、開発中のカプセルにおいて想定しているBWR運転条件下での衝撃圧力及び水撃力は、従来の実験条件である室温・大気圧条件下に比べ、ともに低下すると定性的に予測された。さらに、水撃力の大きさを決定付ける水塊速度の大きさについて、実験体系及び水撃現象をモデル化して定量的に評価した結果、BWR運転条件下における水塊速度の最大値は、室温・大気圧条件下の約1割にまで低下することがわかった。

論文

Benchmark results of burn-up calculation for LWR next generation fuels

奥村 啓介; 宇根崎 博信*; 北田 孝典*; 佐治 悦郎*

Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 10 Pages, 2002/10

日本原子力研究所・炉物理研究委員会では、軽水炉次世代燃料に対する核特性の計算精度を検討するため、「軽水炉次世代燃料の炉物理ベンチマーク」を提案した。次世代燃料とは、UO$$_{2}$$あるいはMOX燃料を用いたPWRまたはBWRにおいて70GWd/t程度の高燃焼度を目指すものであり、U-235濃縮度5%などといった現在の日本の燃料規制を超える核分裂性富化度を想定している。12の機関が異なるコードとデータを使用してベンチマーク問題の解析を行い、提出された結果を比較した。その結果、現在のデータと手法による解析精度の現状と今後検討すべき課題が明らかとなった。

論文

NSRR tests under simulated power oscillation conditions of BWRs

中村 仁一; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 鈴木 元衛; 上塚 寛

HPR-359, Vol.2, p.34_1 - 34_16, 2002/09

BWRにおいては、ボイド発生による出力低下とボイドの消滅による出力上昇が繰り返され、原子炉出力が増幅的に振動する出力振動が起こりうる。このBWRの出力振動時の燃料挙動を明らかにするため、2種類の照射済燃料の模擬出力振動試験をNSRRにおいて実施した。一つは、高燃焼度燃料の挙動を明らかにするための高燃焼度BWR燃料(燃焼度56GWd/t)の試験であり、他の一つは、高出力条件下での燃料挙動を明らかにするための20%高濃縮燃料(燃焼度25GWd/t)を用いた実験である。被覆管伸び,燃料スタック伸び,被覆管温度等の燃料挙動データが得られた。DNBは、これらの試験では生じなかった。出力振動中に被覆管伸び,ペレットスタック伸びによりPCMIが観察されたが、被覆管の残留伸びは非常に小さかった。出力振動時の燃料挙動を炉内データ,照射後試験データにより議論し、燃料挙動解析コードFEMAXI-6とFRAP-T6の計算結果を実験結果と比較した。

報告書

OECD/NEA burnup credit criticality benchmarks phase IIIB; Burnup calculations of BWR fuel assemblies for storage and transport

奥野 浩; 内藤 俶孝*; 須山 賢也

JAERI-Research 2002-001, 181 Pages, 2002/02

JAERI-Research-2002-001.pdf:10.89MB

この報告書は、経済協力開発機構原子力機関(OECD/NEA)の後援の下に燃焼度クレジット臨界安全専門家グループで実施されたベンチマーク問題フェーズIIIB の最終結果を示したものである。ベンチマーク問題では、BWR使用済燃料集合体モデルの原子個数密度に関する現行の計算コード及びデータ・ライブラリの組合せの予測能力を比較することを意図している。燃料集合体は、比出力25.6 MW/tHMで40GWd/tHMまで燃焼,5年間冷却するものとした。ボイド率はチャンネルボックス内は一様で、燃焼中0, 40, 70%の一定値とした。7ヶ国,13機関から計16件の回答が提出された。計算されたアクチニド12核種、核分裂性核種20核種の原子個数密度は、平均値に対しておおむね$$pm$$10%以内に収まった。しかし、幾つかの核種、特に155Eu及びガドリニウム同位体ではこの範囲を超えており、さらに検討を要する。ピンごとの燃焼度の傾向は参加者間でよく一致した。中性子無限増倍率k∞もボイド率0及び40%では互いによく一致したが、ボイド率70%では平均値から明らかに外れる結果があった。

報告書

高燃焼度(41$$sim$$61GWd/tU)BWR燃料の反応度事故時挙動

中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 吉永 真希夫; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-054, 49 Pages, 2001/12

JAERI-Research-2001-054.pdf:6.7MB

冷温起動時の反応度事故を模擬した条件で高燃焼度BWR燃料をパルス照射し、燃料の温度,変形,破損,FPガス放出挙動を調べた。本研究で用いた燃焼度56GWd/tUまでの国産BWR燃料では、被覆管の水素吸収量は約100ppm以下であり脆化が小さいため、ピーク燃料エンタルピ607J/g(145cal/g)までの実験条件の範囲ではペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)による被覆管の脆性的な割れ(PCMI破損)は生じなかった。さらに燃焼度の高い燃焼度61GWd/tUのBWR燃料では、水素吸収量が150ppmを超え、燃料エンタルピ260~360J/g(62~86cal/g)でPCMI破損が生じた。この高燃焼度BWR燃料の破損挙動は本実験により初めて見いだされたものである。また、照射後試験の結果、BWR燃料では水素化物分布が比較的ランダムに分布していたためPWR燃料に比べて低い水素吸収量で破損が生じたものと判断された。また、実験と解析コードによる計算結果の比較により、PCMI破損をもたらす被覆管の変形は主にペレットの熱膨張によってもたらされること、被覆管の温度が上昇した場合にはFPガスによる変形が顕著になることなどが明らかになった。

報告書

軽水炉次世代燃料の炉物理に関するベンチマーク問題の提案及び解析結果

炉物理研究委員会

JAERI-Research 2001-046, 326 Pages, 2001/10

JAERI-Research-2001-046.pdf:14.45MB

日本原子力研究所炉物理研究委員会の下に設置された軽水炉次世代燃料の炉物理ワーキングパーティでは、軽水炉次世代燃料の核特性計算手法の精度を検討するために一連のベンチマーク問題の提案を行っている。次世代燃料とは、70GWd/t程度と現行の設計を大きく上回る燃焼度の増大を目指す燃料をいう。この結果、作成したベンチマーク問題の仕様は、235U濃縮度5wt%といった現行の設計限界を上回るものとなった。ワーキングパーティでは、ウランまたはMOX燃料を装荷したピンセル、PWR集合体、BWR集合体の計6つのベンチマーク問題を提案している。本報告書は、このベンチマーク問題の詳細仕様を示すとともに、ワーキングパーティメンバーの11機関が実施した予備解析の結果とその比較についても併せて述べる。

報告書

ハルデン炉を利用した日本の燃料照射研究; ハルデン共同研究(1997-99年)の成果

ハルデン共同研究合同運営委員会

JAERI-Tech 2000-066, 60 Pages, 2000/11

JAERI-Tech-2000-066.pdf:4.51MB

日本原子力研究所は国内の諸機関との間でノルウェー・ハルデン市にあるハルデン沸騰型重水原子炉(HBWR)を利用した複数の共同研究を行っている。これらの共同研究の多くは、OECD/NEAハルデン原子炉計画(ハルデン計画)への原研の加盟期間の更新に合わせて、3年毎に更新する二者間の共同研究契約に基づいて実施している。本報告書は各共同研究について、その目的・内容及び1997年1月から1999年12月にわたる3年間の研究で得られた成果の概要をとりまとめたものである。今期3年間には、9件の共同研究を行った。このうち2件は契約期間中に研究を終了し、残り7件は次期期間(2000.1-2002.12)でも継続して研究を実施することとなった。

報告書

NSRR実験用照射済BWR燃料の燃焼特性及びパルス照射時の発熱量評価

中村 武彦; 高橋 正人*; 吉永 真希夫

JAERI-Research 2000-048, 77 Pages, 2000/11

JAERI-Research-2000-048.pdf:6.04MB

NSRRでは照射済燃料を用いたパルス照射実験により、燃焼の進んだ燃料の反応度事故時挙動を調べている。反応度事故の大きさはパルス状の出力上昇によって燃料に付与される発熱量あるいはピーク燃料エンタルピで示される。照射済燃料の場合、燃焼度に応じて残留核分裂性物質の量及び中性子吸収体として働く核分裂生成物(FP)の量及びその分布が変化するため、炉出力と発熱量の関係は燃焼度、濃縮度等によって異なる。特に低濃縮の発電用燃料の場合、定常照射中の中性子スペクトルの違いが核分裂性物質の大部分を占めるプルトニウム(Pu)の生成量に影響するため燃焼挙動は複雑で、その評価は特に重要である。本研究では、NSRR照射済BWR燃料実験に用いた燃料を対象にORIGEN2,RODBURN,SWATの3種のコードによる燃焼計算結果を実測した組成と比較し、計算の妥当性を検討した。さらに、得られた組成を用いてNSRRパルス照射時の発熱量を計算し、FP測定により実験的に評価した値と比較検討した。この結果、ボイド率の違いによる中性子スペクトルの変化が、燃焼及びPuの生成に大きく影響し、その結果NSRR実験での発熱量を変化させることを示した。また、ボイド率等を適正に評価することにより、発熱量を実験評価上十分な精度で評価できることを明らかにした。本研究では、実験上重要であるが実測が困難な半径方向の出力分布、FP生成量の分布等が評価され、燃焼特性及びFPガス放出挙動を評価するうえで重要な知見が得られた。

論文

Estimation of spent fuel compositions from light water reactors

安藤 良平*; 西原 健司; 高野 秀機

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(10), p.924 - 933, 2000/10

将来の商業炉において高燃焼度燃料やMOX燃料が使われることにより、使用済み燃料からのマイナーアクチノイド及び核分裂生成物は多様化する。これを評価するために必要な計算手法を検討し、軸方向の燃焼度と減衰材密度分布を考慮した燃焼計算を行った。今回の計算では、さまざまな使用済み燃料(PWRかBWR、燃焼度33,45,60GWd/HMt、UO$$_{2}$$かMOX燃料)の燃焼時組成変化を明らかにした。それによって、PWRとBWR間のマイナーアクチノイド生成の相違などか示された。

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