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湊 和生; 菊地 啓修; 飛田 勉*; 福田 幸朔; 吉牟田 秀治*; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 西村 一久*; 小田 耕史*
JAERI-Research 98-070, 25 Pages, 1998/11
JAERI-Research-98-070.pdf:2.18MB
高温ガス炉の安全性の確保・向上を目指して、被覆層破損率が極めて低い、高品質の燃料を製造するために、高温ガス炉燃料製造の高度技術の開発を行った。この報告書は、その成果の総まとめである。まず、被覆工程及び燃料コンパクト製造工程における被覆層の破損発生機構を解明した。その結果に基づいて、破損発生原因を取り除くために、被覆工程においては、粒子の流動状態を適切に制御するとともに、被覆工程の途中で粒子の取り出し・装荷を行わない連続被覆法を実用化した。燃料コンパクト製造工程においては、オーバーコートした粒子の成型温度及び成型速度を最適化した。これらの技術開発により、燃料の品質は飛躍的に向上した。
永瀬 文久; 上塚 寛
Proc. of Int. Topical Meeting on LWR Fuel Performance, 0, p.677 - 684, 1997/03
NSRRにおける、PWR高燃焼度燃料に対するパルス照射実験(HBO実験)の結果を評価することを目的に、同じ燃料集合体(大飯1号炉、4サイクル照射)から引き抜いた燃料棒(47GWd/t)に対する照射後試験を行った。燃料棒軸方向10ヶ所における水素分析結果から、水素濃度分布は第2スピン内にピーク濃度(約380ppm)を持ち、燃料棒内で軸方向で大きく変化することが分かった。NSRRで照射されるセグメント燃料は異なるスパンから採取されるため、水素濃度の差がパルス照射時のセグメント燃料の挙動に影響を与えたかもしれない。また、被覆肉厚内で半径方向に水素化物密度の大きな変化が見られ、外面近傍で水素化物の顕著な偏析が認められた。画像解析装置を用いた解析から外面近傍は平均よりもかなり高い水素濃度を持つことが推定される。この水素化物の偏在は運転時の被覆肉厚中の温度分布によって生じるが、パルス照射時にはクラック発生源となる。
石島 清見; 森 行秀*; 更田 豊志; 笹島 栄夫
NEA/CSNI/R(95)22, 0, p.87 - 105, 1996/00
NSRRでは、1993年より50MWd/kgUの高燃焼度PWR燃料を対象としたRIA実験を開始したが、この第1回目実験において燃料は、燃料スタックの微粒化と脱落を伴う被覆管軸方向全長にわたる破損が生じた。本報告は、これまでに得た破損燃料の照射後試験結果等に基づき、現段階で考えうる破損メカニズム及び今後の研究課題を紹介するものである。パルス照射前の試験燃料には、被覆管外面水素化物の形成とこれに伴う被覆管の局所的な延性低下が見られ、燃料ペレット外周部では結晶粒径の微細化と微小気孔の集中分布(リム領域)の形成が見られた。また、パルス照射後の破損燃料では、最も延性の低下した被覆管表面から内面にかけて亀裂が進展したことが推測できた。これらの結果から、高燃焼度燃料の破損は、燃料ペレット外周部の熱膨張の加速が、水素化によって延性の低下した被覆管に過大なPCMI応力を及ぼした結果、生じたものと考えられる。
片西 昌司; 石島 清見
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(11), p.1098 - 1107, 1995/11
被引用回数：2 パーセンタイル：28.03(Nuclear Science & Technology)原研のNSRRでは、ゼロ出力からの出力暴走を模擬する実験により、反応度事故時の燃料挙動の解明を進めてきた。それに対して出力運転状態からの反応度事故の場合、定常運転中に形成される燃料棒内の径方向温度がゼロ出力の場合と異なるため、照射済燃料におけるPCMI破損に対する影響が考えられる。また、これは未照射燃料の場合にも被覆管の温度に関係することから、破損しきい値等に影響を与える可能性が考えられる。これらを実験的に調べるために、出力状態からの反応度事故模擬実験を行えるようにNSRR制御系の改造を行った。第1段階として、未照射燃料を用いた実験を行った結果、破損しきい値に対する初期状態の影響は認められなかった。また、将来の照射済燃料を用いた実験に向けて、燃料エンタルピ評価の手法について、実験結果をもとに検討を行った。
湊 和生; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 鈴木 信幸*; 富本 浩*; 北村 昶*; 金子 光信*
Nuclear Technology, 111, p.260 - 269, 1995/08
被引用回数：4 パーセンタイル：43.19(Nuclear Science & Technology)燃料粒子の被覆層破損率を低減するために、被覆工程における被覆層の破損機構を調べた。各被覆段階の粒子を検査し、2種類の炭化ケイ素(SiC)層破損粒子があることがわかった。燃料核が部分的に炭化したSiC層破損粒子は、内側高密度熱分解炭素層が破損していると、SiC蒸着中に化学反応により生成されると考えられる。健全な燃料核のSiC層破損粒子は、SiC層被覆後の粒子を被覆装置から取り出す際に、機械的衝撃により生成されると考えられる。粒子の流動状態の制御および被覆の途中段階での粒子の取り出し装荷を行わない工程の採用により、被覆工程を改良した。
本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫
JAERI-M 92-044, 322 Pages, 1992/04
NSRR計画では、これまでの未照射燃料を用いた実験に引続き、照射済燃料を用いた実験を進めている。本報告書は、NSRR照射済燃料実験と比較対照される海外照射済燃料RIA実験(SPERT及びPBF実験)の燃料破損挙動に関する知見を整理見直したものである。その結果、従来の未照射燃料実験とは異なる破損形態が認められた。即ち、SPERTでは、被覆管ふくれ破損とPCMI破損、PBFでは、PCMI破損であった。被覆管ふくれ破損は、予備照射中のFPガス放出やパルス照射時のFPガス放出と関連があると思われる。SPERT実験においてPCMIにより低発熱量時(85cal/y)に破損した燃料棒の破損原因は、予備照射中の過大な燃料棒腐食に伴う被覆管の脆化に起因していると思われる。また、一般的な照射済燃料の反応度事故時において想定される破損メカニズムと影響因子の関係を評価した。
塩沢 周策; 斎藤 伸三
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(12), p.1051 - 1063, 1986/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)反応度事故条件下でのステンレス鋼被覆燃料棒の破損挙動を究明するため、NSRRにおいて炉内実験を実施した。その結果、燃料棒の破損機構は被覆管の溶融であり、破損しきい値は、ほぼ同寸法のジルカロイ被覆燃料棒と比較して約20cal/giUO
であることが分かった。また、燃料棒破損に伴って発生する機械的エネルギーの発生しきい値は約380cal/giUOであることが明らかになった。さらに、ジルカロイ被覆燃料棒と異なり、燃料棒が破損しても必ずしも燃料棒は分断しないこと、被覆管温度は同一発熱量でジルカロイ被覆燃料棒より低いこと等が明らかになった。
湊 和生; 小林 紀昭; 菊地 啓修; 福田 幸朔
JAERI-M 86-083, 27 Pages, 1986/06
高温ガス炉用被覆燃料粒子の製造時の破損率を低減する為に、被覆燃料粒子の製造過程における破損機構について検討した。数千粒の被覆燃料粒子について、X線ラジオグラフ観察、断面組織観察、光学顕微鏡観察などを行なった。その結果、2種類の破損機構がある事が分かった。1つは、IRyC層が破損しているか又はIRyC層のガス透過性が高いと、UO燃料核が炭化する際に生じるCOガスが、SiCの蒸着を妨害し、SiC層破損粒子が出来ると言う機構である。他の1つは、SiC蒸着の際の粒子流動状態が適切でないと、内部に欠陥を持った強度の小さいSiCが被覆され、このSiC層が破損すると言う機構である。また、SiC層破損粒子は、燃料コンパクト成形の際に、貫通破損粒子になりやすい事がわかった。被膜層の破損と粒子のいびつさとの関係は、明らかにはならなかった。
丹沢 貞光; 菊池 隆; 藤城 俊夫
JAERI-M 83-039, 118 Pages, 1983/03
本報告書は、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)実験用に製作した高温高圧ループについて、設計、製作および特性試験結果に関してまとめたものである。高温高圧ループは、実際の軽水動力炉の運転条件を模擬した高温高圧流動条件下における燃料破損実験に使用するためのである。本ループについては、炉外および炉内において特性試験を行なった結果、高温高圧流動条件下のインパイル実験装置に必要な性能の確認ができ、製作目的全般にわたって所定の成果が得られた。
小林 晋昇; 豊川 俊次
JAERI-M 8767, 68 Pages, 1980/03
本報告書は、今度、NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)で完成した高温高圧力プセルについてまとめたものである。高圧力プセルは、実際的な動力炉の運転温度および圧力条件を模擬する高温高圧条件下の燃料破損実験に使用するものである。本カプセルについては、炉外および炉内において試運転試験を行った結果、高温高圧下のインパイル実験装置に必要な性能が確認でき、製作目的全般にわたって所定の成果か得られた。
斎藤 伸三; 塩沢 周策; 柳原 敏; 石島 清見
JAERI-M 8758, 43 Pages, 1980/03
大気圧水力ブセルを用いたNSRR実験において、ジルカロイ-4製被覆管の肉厚を標準肉厚の約2/3 の0.4mmとした薄肉被覆材燃料を用い、被覆管肉厚が被覆管温度挙動、燃料破損しきい値、破損機構等に及ぼす影響を調べた。実験の結果、同一発熱量の場合、薄肉被覆材燃料の被覆管温度は標準肉厚被覆材燃料の場合よりもかなり高く、これは薄肉材の方が熱容量が小さく、かつUOペレットの径が大きいので線出力密度が高いことによるものと思われる。また、薄肉被覆材燃料の破損しきい値は約210cal/g・UOで、標準燃料に比して約50cal/g・UO低くなるが、破損機構は両者の間に相違はなく、被覆材の内面溶融及び酸化による脆化に起因する脆性破損である。
石川 迪夫; 塩沢 周策
Journal of Nuclear Materials, 95(1-2), p.1 - 30, 1980/00
被引用回数：33 パーセンタイル：92.51(Materials Science, Multidisciplinary)本稿は、NSRRにおいて行われている反応度事故時における燃料挙動について、現在までに得られている結果をまとめたものである。 実験条件を変えて行った様々な燃料破損実験について、その破損挙動を大別すると、 1被覆管の溶融に起因する破損 2UO燃料の溶融に起因する破損 3高温における被覆管の内圧バースト破損 4低温における被覆管のバースト破損 の4種類を考えることが出来る。これら4種類の異なる破損形態について、その破損機構を材料的見知から考察した。
斎藤 伸三; 石島 清見; 丹沢 貞光; 塩沢 周策; 大西 信秋
JAERI-M 8087, 42 Pages, 1979/02
本稿はNSRRで行なった初期ギャップ幅パラメータ実験の結果について述べたものである。実験は、初期ギャップ幅がそれぞれ0.195mm、0.095mmおよび0.050mmの三種類の試験燃料を用いて行ない、1)被覆管表面でDNBが発生する発熱量は初期ギャップ幅の相違によって顕著に変化すること、2)発熱量が200cal/g・UO以上になると被覆管表面温度の最高値は初期ギヤップ幅の相違にほとんど依存しなくなること、3)破損しきい値は、初期ギャップ幅が狭い程低くなる傾向にあるが、その値の相違はそれ程大きくないこと、4)破損機構は初期ギャップ幅の相違によって変化しないこと、5)燃料の温度挙動および変形挙動を理解するうえでペレットの変形の正確なモデル化が今後の課題となること、等の重要な結論を得た。
