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論文

Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation

岡 弘*; 皆藤 威二; 生澤 佳久; 大塚 智史

Nuclear Engineering and Design, 370, p.110894_1 - 110894_8, 2020/12

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

本研究では、実験的に得られた燃料ピン破損データを使用して、高速炉燃料ピンの破損予測における累積損傷和(CDF)での評価の信頼性を評価したものである。EBR-IIでの照射により定常照射中に破損した6本の燃料ピンについてCDFを評価した。照射後試験により、被覆管のクリープ損傷に対するFCMIの寄与は小さく、FPガスを含む内圧応力により評価可能であることがわかった。被覆管温度履歴やFPガスによる内圧上昇を考慮し、炉内クリープ破断式を使用して破損ピンのCDFを評価した結果、破損発生時のCDFは0.7から1.4の範囲であり、定常照射での燃料ピン破損はCDF値が1.0近傍において発生する実績が得られた。本結果により、適切な材料強度と環境効果が考慮された場合、CDF評価は燃料ピン破損の予測にあたって信頼性のある手法であることがわかった。

論文

Numerical analysis of EBR-II shutdown heat removal test-17 using 1D plant dynamic analysis code coupled with 3D CFD code

堂田 哲広; 檜山 智之; 田中 正暁; 大島 宏之; Thomas, J.*; Vilim, R. B.*

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

ナトリウム冷却高速炉は全電源喪失に至った場合でも自然循環によって炉心崩壊熱を除去することが期待される。原子炉安全の観点から、この場合の炉心最高温度は正確に評価されなければならない。このため、1次元プラント動特性解析コードSuper-COPDに3次元CFD解析コードAQUAを連成させ、自然循環時のプラント全体の熱流動を評価できる解析手法の開発を行っている。本研究では、開発中の連成コードの妥当性を確認するため、EBR-IIプラントで実施された自然循環崩壊熱除去試験の解析を実施した。その結果、得られた解析結果は測定データとよく一致し、連成コードの妥当性が確認された。

口頭

Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation

岡 弘; 生澤 佳久; 大塚 智史; 皆藤 威二

no journal, , 

In the fast reactor fuel pin design analysis, the cumulative damage fraction (CDF) is applied to predict the fuel pin breach. The objective of this study is to evaluate the reliability of CDF analysis for the prediction of the fuel pin breach. For this objective, the relationship between the CDF analysis and actual occurrence of the fuel pin breach during steady state irradiation was investigated. Six in-reactor fuel pin breaches (20% cold worked D9 steel) have been obtained in the run-to-cladding-breach testing program that was performed in EBR-II. The CDF of each breached pin was calculated by using the in-reactor creep rupture data of D9 steel, the irradiation history of cladding temperature, and gas pressure induced hoop stress. The evaluated CDFs of the breached fuel pins were in the range of 0.7 to 1.4 at the occurrence of the breach. This confirms that the fuel pin breach occurs when the CDF approaches "1".

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