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報告書

燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 東京大学*

JAEA-Review 2019-037, 90 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-037.pdf:7.0MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「燃料デブリ取出し時における放射性核種飛散防止技術の開発」について取りまとめたものである。本研究は、福島第一原子力発電所の燃料デブリ取り出し時の放射性微粒子閉じ込めを着実に行うため、気相及び液相における微粒子の挙動を把握するとともに、飛散防止対策として(1)水スプレー等を活用し、極力少量の水で飛散を抑制する方法、(2)燃料デブリを固めて取り出すことで飛散を抑制する方法について実験及びシミュレーションによる評価、開発を行う。

論文

Behavior of high-burnup advanced LWR fuel cladding tubes under LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.912 - 921, 2019/09

To evaluate behavior of high-burnup advanced light-water-reactor fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions, laboratory-scale isothermal oxidation tests and integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73-85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5textregistered, and Zircaloy-2 (LK3). The isothermal oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube and was slower than that given by the Baker-Just oxidation rate equation. Therefore, the oxidation kinetics is considered to be not significantly accelerated by extending the burnup and changing the alloy composition. During the integral thermal shock tests, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture under the oxidation condition equivalent to or lower than the fracture limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube. Therefore, the fracture limit of fuel cladding tubes is considered to be not significantly reduced by extending the burnup and changing the alloy composition, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration.

論文

Prediction of the drying behavior of debris in Fukushima Daiichi Nuclear Power Station for dry storage

仲吉 彬; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 小泉 健治

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(10), p.1119 - 1129, 2018/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

Treatment policies for debris from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station is not decided, however, any policies may include medium and long term storages of debris. Dry storages may be desirable in terms of costs and handlings, but it is necessary to assess generating hydrogen during storages due to radiolysis of accompanied water with debris before debris storages. Al$$_{2}$$O$$_{3}$$, SiO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$, UO$$_{2}$$ and cement paste pellets as simulated debris were prepared, which have various porosities and pore size distribution. Weight changes of wet samples were measured at various drying temperatures (100, 200, 300, and 1000$$^{circ}$$C) using a Thermogravimetry, under helium gas flow (50 cc/min) or reduced pressure conditions (reducing pressure rate: 200 Pa in 30 min). From the results, drying curves were evaluated. There is a possibility that cold ceramics can predict drying behaviors of ceramics debris as a simulation because all of the ceramics pellets generally showed similar drying characteristics in this experiment. The cement paste pellets indicated different behavior compared to the ceramics pellets, and the drying time of the cement paste pellets was longer even in 1000$$^{circ}$$C conditions. It is necessary to decide the standard level of the dry state for a drying MCCI products which may be accompanied by concrete.

論文

Behaviors of high-burnup LWR fuels with improved materials under design-basis accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.

論文

Uncertainty quantification of fracture boundary of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Nuclear Engineering and Design, 331, p.147 - 152, 2018/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:75.54(Nuclear Science & Technology)

To quantify the fracture boundary uncertainty for non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimens under loss-of-coolant accident conditions at a light-water reactor, data from integral thermal shock tests obtained by an earlier study are analyzed statistically and the fracture boundary is estimated in terms of probability, as follows. First, a method is proposed to obtain the specimens' fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) and initial hydrogen concentration using Bayesian inference with a generalized linear model. A log-probit model is used, modified to reflect the effect of the initial hydrogen concentration on the fracture boundary and the ECR evaluation uncertainty, and scaled to improve convergence. Second, using the modified log-probit model, it is shown that the boundary representing a 5% fracture probability with 95% confidence for the pre-hydrided cladding tube sample is higher than 15% ECR, for initial hydrogen concentrations of up to 800 wppm.

論文

Experimental and statistical study on fracture boundary of non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Materials, 499, p.528 - 538, 2018/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:40.19(Materials Science, Multidisciplinary)

For estimating fracture probability of fuel cladding tube under loss-of-coolant accident conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were conducted on non-irradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Then, the obtained binary data with respect to fracture or non-fracture of the cladding tube specimen were analyzed statistically. A method to obtain the fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) was proposed using Bayesian inference for generalized linear models: probit, logit, and log-probit models. Then, model selection was performed in terms of physical characteristics and information criteria, a widely applicable information criterion and a widely applicable Bayesian information criterion. As a result, it was clarified that the log-probit model was the best model to estimate the fracture probability. It was shown that 20% ECR corresponded to a 5% probability level with a 95% confidence of fracture of the cladding tube specimens.

論文

Fabrication and electrochemical behavior of nitride fuel for future applications

荒井 康夫; 湊 和生

Journal of Nuclear Materials, 344(1-3), p.180 - 185, 2005/09

 被引用回数:22 パーセンタイル:16.86(Materials Science, Multidisciplinary)

原研で進めているマイナーアクチノイド(MA)核変換用窒化物燃料の製造及び使用済窒化物燃料の乾式処理技術開発のための電気化学測定に関する研究成果を報告する。MA窒化物燃料の製造については、高純度窒化物合成のための炭素熱還元,MAを含む窒化物固溶体形成及び窒化物の焼結挙動について報告する。乾式処理技術開発のための電気化学測定については、塩化物溶融塩中での陽極溶解挙動,液体陰極回収挙動及び再窒化挙動について報告する。

論文

Rationalization of the fuel integrity and transient criteria for the super LWR

山路 哲史*; 岡 芳明*; 石渡 祐樹*; Liu, J.*; 越塚 誠一*; 鈴木 元衛

Proceedings of 2005 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '05) (CD-ROM), 7 Pages, 2005/05

スーパー軽水炉、すなわち高温超臨界圧水炉(SCLWR-H)において燃料健全性を保証することは最も基本的な事項の一つである。SCLWR-Hのほとんどの異常過渡事象は、短時間持続するだけであり、燃料は炉心で照射された後交換される。本研究では、燃料棒の機械的損傷を被覆管の歪みによって代表させることが可能である事実に立脚し、燃料健全性に関する基準を合理的に設定した。新しく設計したステンレス被覆管の燃料棒では、被覆管の応力を緩和するため、及びペレットと被覆管のギャップ熱伝達を向上させるために加圧した。通常運転時及び異常過渡時における燃料健全性を原研のFEMAXI-6コードを用いて評価した。

論文

核燃料工学の基礎,9; 軽水炉燃料のふるまい

更田 豊志; 永瀬 文久; 笹原 昭博*

日本原子力学会誌, 47(2), p.112 - 119, 2005/02

軽水炉燃料の炉内挙動のうち、反応度事故及び冷却材喪失事故を中心とした事故条件下における燃料挙動について解説する。

報告書

Behavior of irradiated PWR fuel under simulated RIA conditions; Results of the NSRR tests GK-1 and GK-2

笹島 栄夫; 杉山 智之; 中村 武彦*; 更田 豊志

JAERI-Research 2004-022, 113 Pages, 2004/12

JAERI-Research-2004-022.pdf:47.48MB

本報告書は、安全性試験研究炉(NSRR)において実施した反応度事故模擬実験、GK-1及びGK-2の結果についてまとめたものである。実験は、九州電力(株)玄海1号機で燃料燃焼度42.1MWd/kgUまで照射された14$$times$$14型PWR燃料に対して行った。計装を施した試験燃料棒を二重カプセルに装荷し、NSRRにおいて0.1MPa, 293Kの静止水冷却条件下でパルス照射実験を実施した。GK-1実験の発熱量は505J/g、燃料エンタルピは389J/g、GK-2実験の発熱量は490J/g、燃料エンタルピは377J/gに達した。被覆管表面ではDNBが生じ、最高温度はGK-1で589K、GK-2で569Kに達した。パルス照射後の被覆管径方向最大残留歪みはGK-1で2.7%、GK-2で1.2%となったが、燃料棒破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒内自由空間への核分裂ガス放出率はGK-1で11.7%、GK-2で7.0%であった。

報告書

Summary of Fuel Safety Research Meeting 2004; March 1-2, 2004, Tokyo

燃料安全研究室

JAERI-Review 2004-021, 226 Pages, 2004/10

JAERI-Review-2004-021.pdf:14.4MB

2004年3月1日及び2日の両日、東京・虎ノ門パストラルにおいて、燃料安全研究会合2004を開催した。本会議の目的は、参加者間で燃料安全研究の成果を報告し議論を行うこと,経験や情報の交換を行うことである。本会議における技術的な話題は、燃料安全研究の現状,反応度事故及び冷却材喪失事故時の燃料挙動,高燃焼度燃料のふるまい、及びシビアアクシデント時の放射性物質放出をカバーしている。本報告書は、同会議における発表をまとめたものである。

報告書

高燃焼度燃料ペレット融点測定技術の開発; 微小試料の融点測定技術

原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治

JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-034.pdf:0.69MB

燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO$$_{2}$$]及び未照射UO$$_{2}$$ペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。

論文

Engineering aspects in modeling of high burnup LWR fuel behavior

鈴木 元衛

Proceedings of 2nd Japan-Korea-China (5th Japan-Korea) Seminar on Nuclear Reactor Fuel and Materials, p.4 - 10, 2004/03

高燃焼度燃料における複雑な相互作用を表現する燃料解析コードの設計において、コードは相互に依存しあうモデルの複雑な連関構造となることは避けられない。通常運転時においてはPCMIが発生し、ペレットと被覆管の間の強固なボンディング層は被覆管を二軸応力状態という厳しい機械的負荷に置く。一方、ボンディング層はギャップ熱伝達を促進し、ペレット温度を下げ、ペレットと被覆管の接触を保持するので、Lift-Off(内圧上昇によりギャップが開き、燃料温度が上昇してさらに内圧が上昇する現象)に対する抵抗性を増加させる。ペレットの振る舞いにおいては、FPガスバブルの成長は温度に強く依存するので、燃焼解析とリム層成長の結果を十分に包含できるようなペレット半径方向のメッシュ切りによってペレット温度を信頼性高く予測することが要求される。本講演ではこのような具体的側面の観点からモデリング方法を論じる。

論文

Recent results from LOCA study at JAERI

永瀬 文久; 更田 豊志

NUREG/CP-0185, p.321 - 331, 2004/00

原研は、高燃焼度燃料の冷却材喪失事故時挙動に関する知見を得ることを目的に、試験計画を進めている。本試験計画では、総合的な急冷試験及び、被覆管の酸化速度や機械特性に関する基礎試験を行う。照射した被覆管に対する試験に先立ち、原子炉運転中に生じる腐食や水素吸収が及ぼす影響を分離的に調べるため、未照射被覆管を用いた試験を実施した。水素吸収は被覆管の脆化に関し重要であることから、その影響を特に詳しく調べた。また、照射した被覆管に対する試験にも着手し、初期のデータを取得した。本報告は、これらの成果をとり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。

報告書

Proceedings of the 24th NSRR Technical Review Meeting; Tokyo, November 13-14, 2000

燃料安全研究室

JAERI-Conf 2001-010, 303 Pages, 2001/09

JAERI-Conf-2001-010.pdf:59.22MB

2000年11月13及び14日の両日、東京・虎ノ門パストラルにおいて、第24回NSRRテクニカルレビュー会議を開催した。本会議の目的は、原研におけるNSRR計画及び軽水炉燃料の安全性研究で得た最近の進捗を報告し議論を行うことである。会議では、通常運転時、反応度事故(RIA)時及び冷却材喪失事故(LOCA)時の燃料挙動、シビアアクシデント時のFP放出挙動に関連し、海外機関からの5件を含む21件の研究成果が報告され議論された。会議は、今後の研究展開を図るうえで、また研究協力を推進する上で非常に有用であった。本報告集は、発表された研究成果をまとめたものである。

論文

Melting temperature of high burn-up UO$$_{2}$$ pellet

原田 克也; 仲田 祐仁; 安田 良; 西野 泰治; 天野 英俊

HPR-356, 11 Pages, 2001/00

照射済UO$$_{2}$$ペレットの融点は、通常時及び事故時における燃焼度延伸を伴う照射燃料挙動の評価において重要な要素の一つである。このため、サーマルアレスト法によるペレット融点測定装置を原研の燃料試験施設において開発した。原子力発電所で照射(30, 45GWd/t)されたUO$$_{2}$$、ハルデン炉で照射(40, 63GWd/t)されたUO$$_{2}$$及び未照射UO$$_{2}$$ペレットの融点は、この装置を用いて測定された。これらの結果は燃焼度の上昇に伴い融点が少し下がるが、文献値との比較において照射・未照射UO$$_{2}$$ペレット間でほとんど違いがなかった。本報は、装置の概要、測定手順、そしてUO$$_{2}$$ペレットの融点測定結果について報告する。

報告書

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$$_{2}$$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。

報告書

室温における水素吸収ジルカロイ-4燃料被覆管の高速加圧バースト試験

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Research 98-064, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-064.pdf:2.17MB

高燃焼度軽水炉燃料棒のRIA条件下における破損挙動を調べるために、NSRRパルス照射時に生じるPCMIを模擬し被覆管を急速加圧できる装置を製作した。最初の実験として、室温で水素吸収Zry-4管に内圧を最大1.9MPa/msの高速で負荷するバースト試験を行った。その結果、水素吸収被覆管には、NSRR実験で見られた破損と酷似した軸方向に長い破損開口が生じた。さらに、破損挙動に及ぼす水素の影響が明瞭に観察された。円周方向の残留ひずみ量は、水素濃度が高いほど明確に低下した。また、水素化物を被覆外表面に偏析させた試料は、極めて小さなひずみ量で破裂し、破裂圧力も相対的に低かった。一方、加圧速度の及ぼす影響は比較的小さかった。NSRR実験等で見られたパルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損が、被覆管の水素吸収と外面への水素化物偏析と深く関連していることが示された。

論文

Fuel failure and fission gas release in high burnup PWR fuels under RIA conditions

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 石島 清見

Journal of Nuclear Materials, 248, p.249 - 256, 1997/00

 被引用回数:38 パーセンタイル:7.26(Materials Science, Multidisciplinary)

NSRRで実施している高燃焼度PWR燃料(燃料度50MWd/kgU)のパルス照射実験では、水素吸収の影響による被覆管外面側の脆化が起因となった、低い燃料エンタルピレベルでのPCMI(燃料ペレット/被覆管機械的相互作用)破損や、極めて大量のFPガス放出、燃料ペレットの微粒子化など、燃焼度42MWd/kgUまでの照射済PWR燃料実験では見られなかった数多くの現象が観測されている。本論文では、被覆管外周部近傍での水素化物の偏析が亀裂発生に及ぼす影響、結晶粒界に蓄積されたFPガスの急速膨張に基づくFPガスの放出並びに燃料ペレットの微粒子化モデルなどについて論ずる。

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