Bayesian statistical model for cladding high-temperature burst under loss-of-coolant accident conditions

田崎 雄大; 成川 隆文; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(10), p.1349 - 1359, 2024/10

https://doi.org/10.1080/00223131.2024.2321342

This study developed a probabilistic determination model with respect to cladding high-temperature burst conditions based on the Bayesian statistical method to reasonably evaluate fuel behaviors under loss-of-coolant accident conditions, including fuel fragmentation, relocation, and dispersal. The candidate models were based on the widely accepted empirical model established based on nonirradiated fuel cladding data. Explanatory variables were added to improve the applicability of these models with respect to irradiated materials and generalization performance. The posterior predictive distribution of each candidate model was evaluated using Bayesian estimation comprising 238 sets of high-temperature burst test data. The generalization performance was evaluated using information criteria. The results of model evaluation showed improved predictive performance by considering the effect of hydrogen content. A comparison with burnup as an alternative explanatory variable confirmed that hydrogen content was the better parameter and other burnup-associated effects, such as irradiation hardening of the metal matrix and oxide growth (reduction of the metal matrix), were less dominant under burst conditions.

Effects of azimuthal temperature distribution and rod internal gas energy on ballooning deformation and rupture opening formation of a 17 17 type PWR fuel cladding tube under LOCA-simulated burst conditions

古本 健一郎; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(5), p.500 - 511, 2023/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2116497

In order to contribute to better modeling and evaluation of fuel fragmentation, relocation, and dispersal expected under loss of coolant accident (LOCA) conditions, LOCA-simulated cladding burst experiments were performed on as-received nonirradiated 17 17 type Zircaloy-4 cladding specimens that were internally pressurized. The experiments were designed to terminate at burst occurrence to focus on ballooning and rupture opening formation and to investigate the effects of various factors. The postburst cladding hoop strain decreased with the increase in azimuthal temperature distribution (ATD) of the cladding, as found previously. The rupture opening size increased with the increase in ATD and the increase in energy of the pressurized gas stored inside the pressure boundary of the test sample system. Comparison with the existing database, which included tests on irradiated rods containing fuel pellets, suggested that formation of the rupture opening was influenced by the characteristic behavior of high burnup fuels, such as limited gas migration in the cladding tube due to fuel-cladding bonding and interaction of the ejected fuel fragments with the cladding tube.

Investigation of hydride rim effect on failure of Zircaloy-4 cladding with tube burst test

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.58 - 65, 2005/01

https://doi.org/10.3327/jnst.42.58

水素添加ジルカロイ-4被覆管に対し室温及び620Kにおいてバースト試験を行った。NSRRでのパルス照射時に高燃焼度燃料で起こる急激なPCMIを模擬し、加圧速度は最高3.4MPa/msまで高めた。被覆管中の水素濃度範囲は1501050ppmであり、高燃焼度PWR燃料被覆管と同様に被覆管外周部に水素化物を集積させ、「水素化物リム」を形成させた。室温試験で、水素吸収被覆管は軸方向に長い亀裂を呈して破損した。水素化物リムでは、脆性的な破壊が見られ、破損形態はNSRR実験で観察されたものと同じであった。また、水素化物リムにより、破裂圧力や周方向残留ひずみは明確に低下した。水素化物リムの厚さが被覆管肉厚の18%を超える場合、620Kにおいても周方向ひずみは非常に小さかった。本研究の結果は、RIA条件下における高燃焼度燃料棒の破損において水素化物集積層が重要な役割を果たすことを示している。

溶液表面での気泡の破裂に伴うミスト放出挙動評価モデルの検討

阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治

JAERI-Research 2004-014, 19 Pages, 2004/09

JAERI-Research-2004-014.pdf:1.33MB

溶液燃料臨界事故時には、溶液表面での放射線分解ガス気泡の破裂によって、溶液燃料の一部がミストとして気相中に放出される。したがって放射性物質の放出挙動を評価するためには、ミストの放出挙動の定量的評価が重要である。そこで、ミスト放出挙動試験を実施するとともにミストの放出に関する評価モデルを作成した。ミスト放出挙動試験では、LiNO水溶液中に微小な孔を開けた気泡発生管を介して窒素ガスを送り込むことで気泡を発生させ、溶液表面での気泡の大きさをビデオマイクロスコープシステムで計測した。ミストを溶液表面から決められた高さに設置したガラス繊維ろ紙に付着させ、付着したLi量を炎光分析によって同定し到達ミスト量を求めた。破裂直前の気泡は、浮力と気泡が溶液表面を持ち上げることで新たに形成した溶液面の張力がつりあっているものと仮定し、この溶液面部分が破裂によってミストとなり、気相中に放出されるものと考えることで、ミスト放出挙動評価モデルを作成した。放出されるミストの粒子径分布は対数正規分布に従うと仮定し、幾何平均径及び幾何標準偏差をパラメータとして試計算を行うとともにミスト放出挙動試験との比較検討を行った。その結果、鉛直上方向へのミストの到達量を大きな矛盾なく評価できることを示した。

A Time pickup system for monitoring cyclotron beam bursts

奥村 進; 福田 光宏; 石堀 郁夫; 荒川 和夫

Review of Scientific Instruments, 73(1), p.51 - 55, 2002/01

https://doi.org/10.1063/1.1416116

本システムは、サイクロトロンから引き出されたビームの時間特性(ビーム位相,ビーム幅)を測定するために開発された。ビーム中へ挿入されたターゲット(フォイルもしくはワイヤ)から放出される二次電子を検出することで約200psの時間分解能を達成した。フォイルとワイヤの使い分け及びターゲット位置の調整によって、さまざまなビームに対して最適な測定を行うことができる。また、高時間分解能が必要な場合と、高検出効率が必要な場合とでは、各々最適な二次電子収集電圧が異なることを明らかにした。

Phenomenon identification and ranking tables (PIRTs) for power oscillations without scram in boiling water reactors containing high burnup fuel

Boyack, B. E.*; Motta, A. T.*; Peddicord, K. L.*; Andersen, J. G. M.*; Alexander, C. A.*; Dunn, B. M.*; 更田 豊志; Hochreiter, L. E.*; Montgomery, R. O.*; Moody, F. J.*; et al.

NUREG/CR-6743, 266 Pages, 2001/09

軽水炉燃料の燃焼の進行に伴う状態変化は、事故時燃料挙動に大きく影響することが明らかにされつつある。米国では、安全基準の改定あるいは現行基準の妥当性立証の必要に迫られており、原子力規制委員会(NRC)及び産業界における研究戦略が練られている。NRCは、PWRでは制御棒飛出事故が許容できない燃料破損に至る反応度投入事象としているのに対して、BWRでは制御棒落下の発生頻度が極めて小さいことから、異常過渡による出力変動とスクラム失敗との重畳がより重要であると位置付けている。本報告書は、BWR出力振動時の高燃焼度燃料の挙動に関するPIRT活動の結果をまとめたもので、抽出した個別の現象とその重要度分類を示している。PIRT活動の特徴は、重要度分嶺などの判断を下す際に、構成員による多数決方式を採っているところにある。

被覆管高速加圧バースト試験装置の設計と製作

大友 隆; 永瀬 文久; 上塚 寛

JAERI-Tech 99-071, p.25 - 0, 1999/10

JAERI-Tech-99-071.pdf:1.84MB

軽水炉高燃焼度燃料棒のRIA破損挙動に関する基礎的な知見を得るために、燃料被覆管内圧を急速に加圧できる試験装置を考案し製作した。UOパレット中のFPガスの膨張がPCMIに強く関与することを考慮し、本装置では油圧を用いて被覆管に均一な負荷を与えることとした。また、NSRR実験でのパルス幅に相当する短い時間で被覆管を加圧し破裂させるために、最大170MPaまで予加圧した高圧系と被覆管試料とを電磁弁を用いて瞬時に接続する加圧方法を考案した。製作した装置は、室温で最大3.4MPa/msの昇圧速度を達成し、未照射PWR用ジルカロイ被覆管が70msで破裂した。水素添加被覆管試料では、NSRR実験で破損した高燃焼度燃料棒と類似の破損形態を呈したことから、本装置によりパルス照射時にPCMI破損を十分に模擬できる。

高温ガス炉-水素製造システムの安全設計の考え方の提案; 火災・爆発事故対策を中心に

西原 哲夫; 羽田 一彦; 塩沢 周策

JAERI-Research 97-022, 110 Pages, 1997/03

JAERI-Research-97-022.pdf:4.1MB

高温ガス炉-水素製造システムの安全性に関する検討を行い、以下に示す安全設計の考え方等を提案した。原子炉建家内部の火災・爆発に対しては、その破損により可燃性物質が流入するおそれのある機器・配管を耐震レベルAもしくはC(S)で設計し、これらの配管を引き回すトレンチ等を窒素雰囲気とすることを提案した。原子炉建家外部の火災・爆発に対しては、水素製造プラントと原子炉の安全上重要な機器との間に離隔距離を取ることを提案した。対象とすべき事故は、大規模液面火災、ファイヤーボール、容器内爆発及び蒸気雲爆発とし、特に蒸気雲爆発に対しては新しい評価方法の考え方を提案した。システム配置上近接立地が要求される場合には、可燃性物質貯蔵タンクを地下埋設式常圧貯蔵タンクとし、強制排気システムを設置することを提案した。

Effects of waterlogged fuel rod rupture on adjacent fuel rods and channel box under an RIA conditions

丹沢 貞光; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.23 - 32, 1986/01

https://doi.org/10.3327/jnst.24.23

本報告書は、反応度事故条件下における浸水燃料の破裂による周辺燃料及びチャンネル・ボックスに対する影響を究明するために行ったインパイル実験及び解析の結果について述べたものである。流路管内で健全な燃料に囲まれた浸水燃料は、反応度事故時の出力の急上昇を模擬するために原子炉安全性研究炉(NSRR)で照射された。その結果、浸水燃料の破裂によって生ずる圧力パルスは、周辺燃料に対し殆ど機械的な影響を与えないが、流路管を膨らます原因となることが明らかになった。さらに、破裂領域での冷却水の排除は、周辺燃料の冷却を悪化し、破損しきい値を低減させた。また、STEALTH-Jコードを用いた2次元の解析により、落下した制御棒近傍の浸水燃料を含むBWRのチャンネル・ボックスが、圧力パルスにより変形し、その場所の制御棒の通路を塞ぐ可能性があることが明らかになった。

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験〔IV〕; 集合体No.7808試験結果

大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛

JAERI-M 83-083, 68 Pages, 1983/06

JAERI-M-83-083.pdf:4.45MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するため、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ試験を行った。本実験は、膨れに及ぼす破裂湿度(内圧)の影響を調べたシリーズ実験(No7805~7808)の一部で、実験条件を初期圧力35kg/cm、蒸気量0.4g/cmmin、昇温速度約9C/秒で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。1)破裂圧力は41~45kg/cm、破裂温度が850~880Cである。2)最大膨れ率は、集合体(77)で54.2%、内部燃料領域(55)が66.9%である。3)最大流路閉塞率は、集合体(77)が40.5%、内部燃料領域が51.4%である。