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Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10
被引用回数：2 パーセンタイル：77.30(Nuclear Science & Technology)For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the 
-Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): -Zr thickness of 
0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.
宇田川 豊; 更田 豊志*
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.2, p.322 - 338, 2020/08
This article aims at providing a general outline of fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA) postulated in light water reactors (LWRs) and at showing experimental data providing technical basis for the current RIA-related regulatory criteria in Japan.
沢 和弘; 植田 祥平; 伊与久 達夫
Proceedings of International Conference on Global Environment and Advanced Nuclear Power Plants (GENES4/ANP 2003) (CD-ROM), 10 Pages, 2003/00
本報では、ZrC被覆粒子を含む被覆燃料粒子の研究開発の現状を述べる。現在の高温ガス炉では、SiC層被覆のいわゆるTRISO型燃料を用いている。安全設計では、1次冷却材中への核分裂生成物放出量が制限値を超えないよう、被覆燃料粒子内に核分裂生成物を閉じ込めることが重要である。TRISO型被覆燃料粒子の挙動は、各種実験や原子炉運転経験により研究されてきた。これらのデータは、TRISO型被覆燃料粒子は、正しく製造されれば優れた性能を有することを示している。一方、SiCは高温化では分解し、製造時の-SiC層から
-SiC層への遷移温度は1600から2200
Cである。ZrCは遷移金属性の炭化物であり、高融点,熱化学的安定性を特徴とする。化学蒸着によるZrC被覆層について、製造過程,特性評価等の研究が進められてきた。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実
Energy, 16(1-2), p.449 - 458, 1991/00
被引用回数：4 パーセンタイル：54.63(Thermodynamics)高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計の基本方針を述べ、設計の概要をまとめた。さらに、安全上重要かつ特有な課題について、その論理構成とバックデータを説明した。すなわち、燃料の許容設計限界について被覆燃料粒子と破損機構との関係から運転時の異状な過渡変化までの状態に対して最高温度を1,600Cと制限すること及びその根拠、原子炉出口温度950C達成の原子炉冷却材圧力バウンダリ設計上の要求事項、事故時崩壊熱除去方法と信頼性、FP閉じ込めと格納容器の必要性等について詳述した。
