The Effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1158671

In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains (s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress (). The divided maximum circumferential strains, s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below 1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as multiplied by . From the results obtained in this study, it was suggested that and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using , and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.

高温ガス炉における原子炉出口冷却材温度の評価手法の提案

高松 邦吉; 中川 繁昭

JAERI-Tech 2005-030, 21 Pages, 2005/05

JAERI-Tech-2005-030.pdf:1.06MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850C/高温試験運転950C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。HTTRでは高温試験運転として2004年3月31日に開始し、4月19日に最大熱出力30MWの状態で1次冷却材原子炉出口温度950Cを達成した。高温ガス炉による原子炉出口冷却材温度950Cの達成は、今回HTTRが世界で初めて成功したものである。本報は、高温ガス炉における原子炉出口冷却材温度の評価手法の提案として、(1)PRM指示値と原子炉出口冷却材温度の関係,(2)PRM指示値と熱出力の関係,(3)VCS除熱量の予測値と実測値の関係、から原子炉出口冷却材温度の予測式を導出した。この予測式は高温ガス炉の原子炉出口冷却材温度の設計に用いることができる。また、本研究における原子炉出口冷却材温度の検討過程は、将来の高温ガス炉(HTGRs)の設計に十分活用することができる。

原研高温工学試験研究炉(HTTR)950Cの高温ガス取出しに世界で初めて成功

川崎 幸三; 伊与久 達夫; 中澤 利雄; 林 秀行; 藤川 正剛

日本原子力学会誌, 46(5), P. 301, 2004/05

日本原子力研究所の高温工学試験研究炉(HTTR)は、平成16年3月31日より冷却材の原子炉出口温度950Cを目指した試験を実施してきたが、4月19日14時27分に、最大熱出力30MWで原子炉出口での冷却材(ヘリウムガス)温度950Cに到達した。

NSRR実験における燃料破損時の破壊力発生に及ぼす混合酸化物燃料富化度の影響の検討

中村 仁一; 杉山 智之; 中村 武彦; 金沢 徹; 笹島 栄夫

JAERI-Tech 2003-008, 32 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-008.pdf:1.49MB

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、将来のプルサーマル利用に対応するため、プルトニウム富化度12.8%までの混合酸化物(MOX)燃料の使用を計画している。この変更に伴うカプセルの安全設計への影響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MOX燃料の富化度の影響について検討した。試験燃料の破損時に発生する衝撃圧力は、燃料被覆管破損時に内部の高圧ガスが解放されて生じるものである。燃料棒内外差は初期圧,FPガス放出量に依存するが、MOX燃料のFPガス放出は富化度に依存しないため、衝撃圧力は富化度の影響を受けないと結論された。また、微粒子化した燃料と冷却水の熱的相互作用で発生する水撃力については、微粒化した燃料粒子から冷却水への熱流束を、高富化度化による熱物性値の変化を考慮して解析評価した。その結果、UO燃料と同程度に微粒子化したMOX燃料粒子から破壊力が発生する極短時間において放出される熱流束は、MOX燃料はUO燃料に比べてわずかに小さく、水撃力を増加させないものと判断された。

Assessment of predictive capability of REFLA/TRAC code for peak clad temperature during reflood in LBLOCA of PWR with small scale test, SCTF and CCTF data

秋本 肇; 大貫 晃; 村尾 良夫

Validation of Systems Transients Analysis Codes (FED-Vol. 223), 0, 8 Pages, 1995/00

REFLA/TRACコードは、軽水炉の仮想事故時の熱水力挙動の最適予測のために原研で開発を進めている解析コードである。本報告は、加圧水型原子炉の大破断冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動を対象として、REFLA/TRACコードの予測性能を評価した結果をまとめたものである。小型再冠水試験、平板炉心試験及び円筒炉心試験の試験データを用いて系統的な評価計算を行った。計算結果と試験結果を比較し、スケール効果、被覆管材質、集合体形状、系圧力・炉心圧力・冠水速度等のパラメータ効果を妥当に再現でき、加圧水型原子炉の安全評価上最も重要なパラメータである被覆管最高温度を50Kの誤差範囲で予測できることを確認した。一連の評価により、REFLA/TRACコードは加圧水型原子炉の再冠水時熱水力挙動を精度よく予測できることを検証できた。

Fuel behavior in simulated RIA under high pressure and temperature coolant condition

丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04

https://doi.org/10.3327/jnst.30.281

軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。

高温工学試験研究炉の炉心入口冷却材温度の評価

藤本 望; 丸山 創; 数土 幸夫

JAERI-M 89-049, 53 Pages, 1989/05

JAERI-M-89-049.pdf:1.23MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)について、原子炉圧力容器入口から、炉心入口部までの冷却材の熱流動解析についてまとめたものである。HTTRでは、原子炉圧力容器に流入した冷却材は、炉心と原子炉圧力容器の間を上方へ流れて上部プレナムへ至り、上部プレナム内で反転して下降流となり炉心へ流入する。本報では、冷却材が炉心と原子炉圧力容器の間を上昇する際の冷却材温度上昇及び温度上昇誤差の評価、上部プレナム内における冷却材の3次元熱流動解析による冷却材温度混合の評価についてまとめたものである。また、炉心入口温度の燃料最高温度評価に及ぼす影響についても検討を加えた。

高温ガス炉炉心総合熱流動解析コード(TEMPEST)の開発

鈴木 邦彦

JAERI-M 87-160, 75 Pages, 1987/10

JAERI-M-87-160.pdf:1.8MB

高温ガス炉開発の主要な目標の1つである、より高温の原子炉出口ガス温度を達成するためには、適切な炉心設計を行って燃料の破損を生じることなく出口ガスの高温化を図る必要がある。そこで、炉心の冷却材流量配分を定めて温度分布を計算するとともに、高温ガス炉に特有な被覆燃料粒子の健全性を支配する重要な指標である燃料核の移動距離やパラジウムによるSiC層腐蝕量を計算する炉心総合熱流動解析コードTEMPESTを開発した。TEMPESTコードが内蔵する熱伝達率や摩擦損失係数等のデータのうち、高温工学試験研究炉の燃料体形状に対するデータは原研で取得された実験データを踏まえて安全側に評価したものであり、試験研究炉の設計に使用できる。本報告書は、TEMPESTコードの解析モデル、数値解析手法、プログラム構成、及び使用方法について述べたものである。

多目的高温ガス実験炉設備設計の概要-システム総合設計に基づく-

多目的高温ガス実験炉設計室

JAERI-M 84-172, 290 Pages, 1984/09

JAERI-M-84-172.pdf:8.57MB

多目的高温ガス実験炉の設備設計は、44年度に開始し、これまでに試設計、予備設計、概念設計、システム総合設計、詳細設計(I)および詳細設計(II)を行っている。今後は、詳細設計(II)をベースに、高温ガス炉の固有の安全特性を積極的に活用して、実験炉の合理化システムの検討を開始するところである。ところで、最新の実験炉の設計である詳細設計(II)においては、57年6月に策定された「原子力開発利用長期計画」を受けて、実験炉の早期実現のために原子炉出力冷却材温度を950Cとしている。本書は、原子炉出口冷却材温度を1000Cとした最後の多目的高温ガス実験炉の全体設計であるシステム総合設計をベースに、詳細設計(I)までの成果を取り入れて、「原子炉設置許可申請書 添付書類ハ」の形式にまとめたものである。

中性子照射したジルカロイ-4の高温における機械的性質

上塚 寛; 川崎 了

JAERI-M 83-068, 18 Pages, 1983/04

JAERI-M-83-068.pdf:1.0MB

軽水炉LOCA時におけるジルカロイの脆化挙動に対する中性子照射効果を明らかにするために、JMTRで約1.510n/cm(E1MeV)まで中性子照射したジルカロイ-4を室温~950Cの温度範囲で引張り試験した。室温~700Cの各試験温度における照射材の引張り強さは非照射材の引張り強さより10~20%大きい値であったが、800~950Cの温度範囲においては、両材の間に強度の差は認められなかった。500C以上の試験温度で、照射材は非照射材より大きな破断伸びを示した。また、800~900Cの各温度で、照射材と非照射材は共に約80%以上の大きな伸びを示した。この著しい伸びはジルカロイの超塑性現象と関連したものである。本実験の結果は軽水炉LOCA時におけるジルカロイ被覆管の脆化挙動におよぼす中性子照射効果は無視できることを示している。