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論文

FEMAXI-7 analysis for modeling benchmark for FeCrAl

山路 哲史*; 鈴木 直道*; 加治 芳行

IAEA-TECDOC-1921, p.199 - 209, 2020/07

FeCrAlの物理的特性モデルや照射挙動を共通条件として、FEMAXI-7によりベンチマーク解析を実施した。定常条件における感度解析では、FeCrAl燃料被覆管のふるまい挙動はジルカロイと似た挙動を示したが、ギャップ閉塞が遅れる違いが見られた。冷却材喪失事故(LOCA)条件では、被覆管のバースト時のクリープひずみは塑性ひずみではなく主にクリープひずみが要因であることが予測された。全体的に、FEMAXI-7による解析によって、定常及びLOCA条件におけるFeCrAl-UO$$_{2}$$システムの優れたロバスト性や柔軟性が示された。

論文

Fuel behavior analysis for accident tolerant fuel with sic cladding using adapted FEMAXI-7 code

白数 訓子; 齋藤 裕明; 山下 真一郎; 永瀬 文久

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2017/09

シリコンカーバイド(SiC)は、その耐熱性、化学的安定性、照射安定性の高さより、事故耐性燃料の有力な候補物質となっている。SiCをジルカロイの替わりに被覆管材料として用いた場合の燃料挙動評価を行うために、軽水炉燃料ふるまい解析コードFEMAXI-7に、物性値や機能の追加などの改良を行った。整備したコードを用い、SiC被覆燃料のふるまい解析を、BWRステップ3(9$$times$$9燃料(B型))を例にして行った。SiC被覆管は、照射により大きくスエリングし、熱伝導率が低下する。このことにより、被覆管-燃料ペレット間のギャップが広がり、燃料ペレット温度の上昇がみられた。また、ジルカロイ被覆管とは応力緩和のメカニズムが異なり、計算の高度化のためには、破断応力等のデータ取得、モデルの改良が必要であることが明らかになった。

論文

Analysis of mechanical load on cladding induced by fuel swelling during power ramp in high burn-up rod by fuel performance code FEMAXI-6

鈴木 元衛; 上塚 寛; 斎藤 裕明*

Nuclear Engineering and Design, 229(1), p.1 - 14, 2004/04

 被引用回数:17 パーセンタイル:24.36(Nuclear Science & Technology)

高燃焼BWR燃料棒における燃料スエリングによる被覆管への機械的負荷を燃料ふるまいコードFEMAXI-6によって解析した。このコードは有限要素法をもちいて軽水炉燃料の通常運転及び過渡(事故ではなく)条件における燃料ふるまいを解析するために開発された。高燃焼度燃料の出力ランプにおいては、即発的なペレットスエリングは定常速度のスエリングモデルから予測されるレベルを有意なほど超え、被覆管に周方向の大きな歪みを与えることがある。この現象をFPガスバブル成長を考慮に入れた新しいスエリングモデルによってシミュレートし、この新モデルが、照射後試験データと比較して、被覆管の直径拡大の満足すべき予測を与えることを見いだした。このバブル成長モデルはバブルサイズ,表面張力,内圧とバブルに働く外圧との間の平衡関係を仮定し、バブルサイズの決定計算とFPガス原子の拡散方程式との連立解を求める。さらに、コードに組み込まれた、ペレットの外面と被覆管内面に強固な機械的結合を想定するボンディングモデルにより、ランプ時における被覆管の二軸応力状態が予測された。

論文

Analysis of MOX fuel behavior in reduced-moderation water reactor by fuel performance code FEMAXI-RM

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 岩村 公道

Nuclear Engineering and Design, 227(1), p.19 - 27, 2004/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:51.86(Nuclear Science & Technology)

低減速スペクトル炉の31%-Pu MOX燃料の熱的,機械的ふるまいに関する成立性を評価するため、106GWd/tHMまで照射されると仮定した1本の燃料棒の解析を、FEMAXI-6コードの拡張バージョンであるFEMAXI-RMコードによって行った。解析においては、燃料棒の設計仕様と照射条件が入力され、MOX及びUO$$_{2}$$燃料における入手可能な物性値とモデルが相補的に利用された。計算の結果、FPガス放出率は数10%であるが、燃料棒内圧は冷却材圧力を越えず、燃料最高中心温度は2400Kとなった。また、ペレットスエリングによって生じた被覆管の直径増大は1%歪み以内であった。これらより、燃料棒の健全性は照射期間中保持されることが示された。しかし、MOX燃料の実際のスエリングふるまいは今後詳細に研究される必要がある。

論文

Development of fuel performance code FEMAXI-6 and analysis of mechanical loading on cladding during power ramp for high burn-up fuel rod

鈴木 元衛; 上塚 寛

IAEA-TECDOC-CD-1345 (CD-ROM), p.217 - 238, 2003/03

軽水炉燃料の通常時及び過渡時のふるまい解析のためのコードFEMAXI-6を開発した。このコードは有限要素法の力学解析を用い、高燃焼燃料の様々な現象のモデルを持つ。本研究では、高燃焼BWR燃料のスエリングによるPCMIを解析した。出力ランプ時には大きなスエリングが生じ、被覆管の大きな直径増大をもたらすが、この現象をFPガスバブルの成長による新しいモデルを適用して解析した。その結果、実測値にほぼ等しい被覆管の直径増加を再現することに成功した。このバブル成長モデルはバブルサイズと外圧の間のバランスを仮定した平衡論モデルであり、FPガスの拡散、放出の計算と連成している。また本コードは、ペレットと被覆管のボンディングモデルを持ち、このモデルによって高燃焼燃料はランプ時のペレットスタックスエリングによって被覆管の軸方向の応力が発生して、被覆管は周方向及び軸方向の2軸引張り応力状態になることを見出した。

報告書

燃料安全研究2001

上塚 寛

JAERI-Review 2002-027, 147 Pages, 2002/11

JAERI-Review-2002-027.pdf:9.54MB

燃料安全研究室では、原研における水炉燃料の安全性に関するほとんどの研究課題を担当しており、原研が有する原子炉施設,すなわちNSRR,JMTR,JRR-3及び燃料試験施設などを利用してさまざまな実験を実施している。これらの中では、高燃焼度燃料及びMOX燃料の事故時における安全性の確認研究が中心課題である。多岐に渡る実験研究,解析研究を行っている。2001年に実施した研究では、NSRRにおけるBWR出力振動試験の成功,水素吸収被覆管のLOCA急冷時耐破断特性を調べる実験の進展,シビアアクシデントの炉心雰囲気を模擬した水蒸気雰囲気下での放射性物質放出を評価するVEGA実験の成功等、有用な成果が得られた。本報告書は、燃料安全研究室が2001年に実施した研究の概要と主な成果をまとめたものである。

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。

論文

燃料挙動解析

鈴木 元衛

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.131 - 140, 2001/06

通常運転時及び異常過渡時における燃料ふるまいを計算コードによって解析することは、燃料の安全性研究や設計において欠くべからざる手段であることは言うまでもなく、従来、国内外で多くのコードが開発され、検証されてきた。近年、燃焼度の伸長とともに、高燃焼度領域に特有の現象にまで解析の範囲を拡大することが要求されている。これに対し、従来のコードを高度化し、新しいモデルと機能を開発することが必要である。これについて、近年の状況と課題を述べる。

論文

PLUTON: A Three-group model for the radial distribution of plutonium, burnup, and power profiles in highly irradiated LWR fuel rods

Lemehov, S.; 中村 仁一; 鈴木 元衛

Nuclear Technology, 133(2), p.153 - 168, 2001/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:53.14(Nuclear Science & Technology)

新モデルPLUTONは、燃料ペレットの半径方向出力密度分布,プルトニウム蓄積、及び燃焼度プロファイルを、照射時間,運転条件及び原子炉システムを規定するパラメータ,燃料状態の関数として予測する。PLUTONモデルの予測値を濃縮度2.9$$sim$$8.25%及び燃焼度21000$$sim$$83000MWd/tの範囲で実測値と比較した。その結果、実測値のみならず、Lassmanらによる周知のコードTUBRNPによる計算値とも非常に良い一致を示した。この新モデルは、MOXを含むすべてのタイプの軽水炉燃料に適用可能である。

論文

Analysis of high burnup fuel behavior in Halden reactor by FEMAXI-V code

鈴木 元衛

Nuclear Engineering and Design, 201(1), p.99 - 106, 2000/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.72

軽水炉の高燃焼燃料のふるまいを解析するコードFEMAXI-Vを開発した。FEMAXI-Vは、FEMAXI-IVの基本構造を引きつぎ、ペレット熱伝導率などの新モデルや、半径方向出力プロファイル及び速中性子束を与える燃焼計算コードとの連携機能などが追加された。本解析においては、IFA519.9(ハルデン炉)のDH及びDK燃料棒の詳細な出力履歴と仕様を入力し、25~93MWd/kgUO$$_{2}$$にわたって計算された燃料棒内圧を実測値と比較検討した。また、ペレットのスエリングと粒成長に関して感度解析を行った。その結果、計算値はペレットの熱伝導率とスエリング率に敏感であること、FEMAXI-Vは高燃焼領域においても妥当な予測を与えることが見いだされた。

報告書

燃料安全研究1999

上塚 寛

JAERI-Review 2000-010, 113 Pages, 2000/07

JAERI-Review-2000-010.pdf:7.16MB

1999年4月に、安全性試験研究センター内組織の再編が行われ、反応度安全研究室、燃料挙動安全研究室の2研究室に炉心損傷安全研究室の一部を加えて、「燃料安全研究室」が新設された。これにより原研におけるすべての燃料安全研究を一研究室で担当することとなった。燃料安全研究室では、原研が有する原子力施設、すなわちNSRR(Nucear Safety Research Reactor)、JMTR(Japan Material Testing Reactor)及びJRR-3(Japan Research Reactor 3)と照射後試験施設などを利用した多くの実験・解析研究を行っており、研究対象分野に対応した研究体制として下記の5グループを設けている。(1)反応度事故時挙動研究グループ(RIAグループ)、(2)冷却材喪失事故時挙動研究グループ(LOCAグループ)、(3)通常運転時挙動研究グループ(JMTR/BOCAグループ)、(4)燃料挙動解析研究グループ(FEMAXIグループ)、(5)照射済燃料からのFP放出・移行挙動研究グループ(VEGAグループ)。本報告書は、燃料安全研究室が1999年に実施した研究の概要と主な成果をまとめたものである。

報告書

On the development of LWR fuel analysis code, 1; Analysis of FEMAXI code and proposal of a new model

Lemehov, S.; 鈴木 元衛

JAERI-Research 99-069, p.43 - 0, 2000/01

JAERI-Research-99-069.pdf:2.05MB

本報告では、FEMAXI-Vコードのモデルの特徴のレビュー、及び被覆管クリープの、照射誘起微細組織変化に基づく新しい理論的モデルの提案をまとめた。高燃焼度における燃料マトリックスへのPu蓄積及び半径方向出力プロファイルの不均一性は、被覆管の照射誘起クリープ、FPガス放出、燃料熱伝導率低下、リム層ポーラスバンド生成、それと関連したスェリングなどの現象と相互に関連することにより燃料ふるまいに大きく影響することを指摘した。また、被覆管のクリープに関して提案した新モデルは、一般的な形に定式化されているので、炉外試験で得られた機械的性質を用いて、定常状態及び過渡変化時のZrベースの被覆管のふるまいの解析に対して柔軟に適用可能となる。本モデルは、実験データにより評価されたが、今後特に出力変動時及び過渡時について検証が必要である。

報告書

ハンデル負荷追従試験解析のためのFEMAXI-ATRコ-ドの改良・整備

斎藤 裕明*; 入谷 佳一*

JNC-TJ8440 99-003, 156 Pages, 1999/03

JNC-TJ8440-99-003.pdf:2.72MB

負荷追従運転時の燃料棒照射挙動を評価するため、設計コード(許認可コード)の改良・整備を実施する。本設計コード「FEMAXI-ATR」燃料サイクル開発機構(旧動力炉・核燃料開発事業団)が、日本原子力研究所によって開発された水炉用UO2燃料挙動解析コード「FEMAXI」をベースに、MOX燃料も取り扱えるよう開発したものであり、コードの基本構造は公開コード「FEMAXI」とほぼ同様である。今回の改良・整備にあたっては、負荷追従試験データを用い、負荷追従運転時の出力変化による燃料棒内圧及び燃料棒伸びの挙動を模擬できるように解析モデルの改良を実施した。また、「FEMAXI-ATR」コードを用い、追従運転時における燃料棒照射挙動の詳細について評価・検討を実施した。

論文

FEMAXI-IV: A Computer code for the analysis of thermal and mechanical behavior of light water fuel rods

中島 鐵雄; 斎藤 裕明*; 逢坂 俊郎*

Transactions of the 11th Int. Conf. on Structural Mechanics in Reactor Technology,Vol. C, p.1 - 6, 1991/08

FEMAXI-IVは、通常時及び異常な過渡時における軽水炉燃料の熱的及び力学的な挙動を解析する計算コードである。本コードの主な目的は、ペレットと被覆管の力学的相互作用(PCMI)による被覆管内の応力・歪分布計算、及び運転中、特に過渡時のFPガス放出率計算である。このため、本コードでは力学的挙動の解析に有限要素法を採用し、PCMIを考慮した複雑な応力計算を行えると共に、FPガス放出挙動の解析には機構論的モデルを採用し、詳細なFP放出挙動の計算が行える。本コードは3つのサブコードから構成され、それらは(1)熱的挙動サブコード、(2)全体的な力学的挙動計算サブコード、(3)局所的な力学的挙動計算サブコードである。本コードは、ハルデン計画、スタズビック計画等から入手したデータを用いて入念に検証を行なった。本論文は、FEMAXI-IVコードの概要と計算結果を紹介するものである。

報告書

PWR版FEMAXI-IIIコードによるハルデン軽水炉燃料出力急昇試験についての検討

中村 仁一; 池田 弘章*; 古田 照夫; 森 一麻*

JAERI-M 91-027, 36 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-027.pdf:1.03MB

PWR版FEMAXI-IIIコードを用いて、ハルデン炉で行った軽水炉燃料出力急昇試験についての検討を行った。照射実験データによるコードの検証を行い、クリープダウン、燃料棒直径変化、リッジ高さについては、計算値は実測値と良い一致を示し、PWR版FEMAXI-IIIコードが、PWR型燃料棒の挙動解析に十分な性能を持つことが示された。また、このコードを用いてペレット形状の効果及び燃焼度の効果を明らかにした。一方、試験炉による出力急昇試験条件の違いについても検討を行い、炉型及び燃料仕様による出力急昇時の燃料挙動への影響を調べた。その結果、商用PWR条件及びハルデン炉条件でそれぞれ出力急昇試験を行った場合、燃料中心温度及び被覆管最大応力は、ハルデン炉軽水炉ループ内で照射した場合より、やや大きくなることが明らかになった。

論文

Some investigation on Halden LWR ramp test by FEMAXI-III(PWR version)

中村 仁一; 古田 照夫; 池田 弘幸*; 森 一麻*

HPR-339/13, 22 Pages, 1991/00

FEMAXI-IIIをPWR燃料用に改良したPWR版FEMAXI-IIIコードを用いて、ハルデン軽水炉燃料出力急昇試験についての考察を行った。出力急昇試験データを用いて、当コードの検証を行い、燃焼度20MWd/kgUO$$_{2}$$までの範囲で当コードは、PWR燃料の燃料挙動解析において充分な性能を持つことが示された。また、燃料パラメータについての考察を行い、ペレット形状と燃焼度の効果を明らかにした。このコードを用いてハルデン軽水炉燃料出力急昇試験条件とHBWR条件及びPWR条件での出力急昇時の燃料挙動の比較を行った。その結果、ハルデン軽水炉燃料出力急昇試験では、燃料中心温度、被覆管応力とも、HBWR条件及びPWR条件より小さくなることが明らかとなった。

論文

Analysis of fuel behavior in power-ramp tests by FEMAXI-IV code

中島 鐵雄; Ki-S.Sim*

Res Mech., 25, p.101 - 128, 1988/00

軽水炉燃料は、低出力で照射した後に急激な出力上昇を受けると被覆管が破損することがある。この出力急昇時に起こる破損は、ペレットと被覆管の力学的相互作用と、よう素等の腐食性FPによる化学的作用が重畳して引き起こされる応力腐食割れであることがわかっている。被覆管が破損を起こす限界の破損しきい出力は、スタズビック計画等の出力急昇試験によって実験的に得られている。この破損しきい値を燃料挙動解析コードFEMAXI-IVを用いて、被覆管の応力、ギャップ内FPガス濃度等で評価することを試みた。

論文

A Comparison between fission gas release data and FEMAXI-IV code calculations

中島 鐵雄; 斉藤 裕明*

Nucl.Eng.Des., 101, p.267 - 279, 1987/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:11.32

FPガスのペレット/被覆管のギャップへの放出は、ギャップの熱伝達率を悪化させ、燃料温度の上昇を引き起こすとともに内圧を増加させる。燃料温度は燃料のふるまいに大きく作用するため、FPガス放出量の予測は計算コードにおいて最も重要な部分と言える。FEMAXI-IVでは、FPガス放出モデルにこれまで、Boothの等価球による拡散放出モデルを改良して用いてきた。Boothのモデルでは、FPガスの潜伏期間が考慮されておらず、燃焼の早い時期からFPが放出される。そこで新たに、FPガスの粒界での挙動を考慮した一層機構的なモデルに改良した。このモデルでは、照射に伴う気泡の形成、気泡あるいは粒界によるトラッピング、粒成長を考慮している。本報では、このモデルの概要と、これを用いてストゥーズビックランプ計画により得られたFPガス放出データを解析した結果を報告する。

報告書

FEMAXI-III :A computer code for the analysis of thermal and mechanical behavior of fuel rods

中島 鐵雄; 市川 逵生; 岩野 義彦*; 伊東 賢一*; 斎藤 裕明*; 鹿島 光一*; 木下 幹康*; 大久保 忠恒*

JAERI 1298, 90 Pages, 1985/12

JAERI-1298.pdf:3.59MB

FEMAXI-IIIは軽水炉燃料棒の照射中における熱的及び力学的なふるまいを解析する計算コードである。FEMAXI-IIIは燃料棒全長の総合的まふるまいを全照射期間を通して解析する機能と動じに、燃料棒の一部分の局所的なふるまいを解析する機能とを併せ持っている。被覆管のリッジ変形のような局所的な力学ふるまいは二次元軸対称有限要素法により解析される。FEMAXI-IIIは特に、温度分布、半径方向変位、FPガス放出及び燃料棒内ガス圧力を時間と軸方向位置の関数として計算すると共に燃料棒の一部分における燃料と被覆管内の応力とひずみを時間の関数として計算する。有限要素解の精度と安定性うを向上させることと計算機記憶容器及び計算時間を最小に抑えることに注意を払った。本報告書ではFEMAXI-IIIコードの概要と基本的なモデルを記憶すると共に、適用例と入力の説明を記した。

報告書

BOCAキャプセルによる燃料中心温度測定実験; 80F-1Jおよび80F-2J

小向 文作; 河村 弘; 安藤 弘栄; 桜井 文雄; 新見 素二; 瀬崎 勝二; 小山田 六郎

JAERI-M 85-087, 23 Pages, 1985/07

JAERI-M-85-087.pdf:0.84MB

JMTRのBOCAキャプセルを用いて、製造時ペレット-被覆管ギャップの異なる2本の8$$times$$8型BWR燃料棒(直径ギヤップ; Rod1: 90$$mu$$m及びRod2: 190$$mu$$m)の燃料中心温度度測定実験を実施し、出力サイクル及び出力急昇時の燃料挙動に及ぼす燃料棒設計パラメータの影響を調べた。得られた結果は次の通りである。(1)ギャップの違いによる燃料中心温度差は、300w/cmにおいて約120$$^{circ}$$Cであった。またRod1, 2の燃料中心温度は、ともに第1回目原子炉起動時よりも第2回目の方が高かった。(2)出力サイクル及び出力急昇時の燃料中心温度は、各Rodの第2回目原子炉起動時の場合と同じであった。(3)Rod2の燃料棒伸びは、第1回目原子炉起動時が最も大きく、それ以後は出力サイクル数とともに減少した。(4)燃料ふるまいコード「FEMAXI-III」による燃料中心温度の計算値は、実測値と良く一致した。

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