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論文

Oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.650 - 660, 2019/07

To evaluate the oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam, laboratory-scale isothermal oxidation tests were conducted using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of up to 85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). These oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s, and the oxidation kinetics was evaluated. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens estimated by assuming the parabolic rate law was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens reported in a previous study. It is considered that the protective effect of the corrosion layer hindered oxidation. Furthermore, no increase in the oxidation kinetics because of the pre-hydriding was observed. The onset times of the breakaway oxidations of these cladding tube specimens were comparable to those of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes reported in previous studies. Therefore, it is considered that the burnup extension up to 85 GWd/t and the use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly increase the oxidation kinetics and do not significantly reduce the onset time of the breakaway oxidation.

論文

Model updates and performance evaluations on fuel performance code FEMAXI-8 for light water reactor fuel analysis

宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.461 - 470, 2019/06

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきた解析コードである。主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたFEMAXI-7に対し、ペレットクラックや核分裂生成物ガス挙動の新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し等の改良を行い、性能向上を図った。本論文では最近のモデル改良を経たFEMAXI-8を対象に、168ケースの照射試験ケースで得られた実測データを用いた総合的な予測性能検証を実施し、燃料中心温度やFPガス放出率について妥当な予測を与えることを示した。また別途実施したベンチマーク解析により、数値計算の安定性や計算速度についても前バージョンからの大幅な改善を確認した。

論文

Research and development on high burnup HTGR fuels in JAEA

植田 祥平; 水田 直紀; 佐々木 孔英; 坂場 成昭; 大橋 弘史; Yan, X.

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05

原子力機構において、750$$^{circ}$$Cから950$$^{circ}$$Cの様々な高温熱利用を目的とした小型実用高温ガス炉や第四世代原子炉フォーラムの提案する超高温ガス炉のための燃料設計が進められてきた。これらの高温ガス炉の経済性を高めるため、原子力機構は従来のHTTR燃料よりも3$$sim$$4倍高い燃焼度においても健全性を保持可能な高温ガス炉燃料の設計手法の高度化を進めてきた。その最新の成果として、カザフスタンとの国際協力の枠組みで実施している高燃焼度高温ガス炉燃料の照射後試験において、燃焼度約100GWd/thmにおける高速中性子照射量に対する燃料コンパクトの照射収縮率が明らかとなった。さらに、高燃焼度高温ガス炉燃料の実現に向けた今後必要とされる研究開発について、実験結果に基づいて述べる。

報告書

燃料挙動解析コードFEMAXI-8の開発; 軽水炉燃料挙動モデルの改良と総合性能の検証

宇田川 豊; 山内 紹裕*; 北野 剛司*; 天谷 政樹

JAEA-Data/Code 2018-016, 79 Pages, 2019/01

JAEA-Data-Code-2018-016.pdf:2.75MB

FEMAXI-8は、軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として原子力機構が開発・整備を進めてきたFEMAXI-7(2012年公開)の次期リリースに向けた最新バージョンである。FEMAXI-7は主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたが、燃料挙動に係る現象解明やモデル開発等の燃料研究分野における適用拡大並びに燃料の安全評価等への活用を念頭に、原子力機構ではその性能向上及び実証を進めた。具体的には新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し、旧言語規格からの移植、バグフィックス、照射試験データベース構築等のインフラ整備、体系的な検証解析を通じた問題の発見と修正等を行うとともに、各種照射試験で取得された144ケースの実測データを対象とした総合的な性能評価を実施した。燃料中心温度について概ね相対誤差10%の範囲で実測値を再現する等、解析結果は実測データと妥当な一致を示した。

論文

Investigation of irradiated properties of extended burnup TRISO fuel

Shaimerdenov, A.*; Gizatulin, S.*; Kenzhin, Y.*; Dyussambayev, D.*; 植田 祥平; 相原 純; 柴田 大受

Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2018/10

高温ガス炉燃料の100GWd/tへの高燃焼度化開発のため、原子力機構の協力の下、国際科学技術センター(ISTC)のプロジェクトにおいて、カザフスタン核物理研究所(INP)が高温ガス炉燃料試料の照射試験並びに照射後試験を実施している。新設計の四層三重(TRISO)被覆燃料粒子を円筒状の黒鉛マトリックス燃料コンパクトに成形した照射燃料試料は、日本において製作された。ヘリウムガススウィープ照射キャプセルの設計製作はINPが実施し、WWR-K照射炉を用いての照射試験が2015年4月から実施された。次の段階として、照射済み燃料試料の照射後試験が2017年2月にISTCの新規プロジェクトとして開始された。照射済み燃料試料の非破壊試験および破壊試験に係る様々な照射後試験技術がINPによって開発された。本報では、高燃焼度化TRISO燃料の照射後試験のために開発した技術並びに試験結果について中間報告する。

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

Behavior of high-burnup advanced LWR fuels 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 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.

論文

Development of security and safety fuel for Pu-burner HTGR, 2; Design study of fuel and reactor core

後藤 実; 植田 祥平; 相原 純; 稲葉 良知; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*

Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 6 Pages, 2017/07

PuO$$_{2}$$-YSZ燃料核にZrC被覆を施して3S(核不拡散、安全、核セキュリティ)を向上させた3S-TRISO燃料をプルトニウム燃焼高温ガス炉に導入することが提案されている。本研究では、ZrC被覆の遊離酸素ゲッターとしての有効性を熱化学平衡計算に基づき評価するとともに、3S-TRISO燃料の成立性の予備検討を、燃料内圧に着目して行った。また、炉心燃焼計算を行い炉心成立性について予備検討を行った。熱科学平衡計算の結果は、1600$$^{circ}$$C以下の温度条件で、発生する遊離酸素の全量を薄いZrC層で捕獲されることを示し、燃料核へのZrC被覆は内圧抑制に非常に有効と考えられる。燃焼度500GWd/tでの3S-TRISO燃料の内圧計算結果は、既に概念設計が行われた炉心の同じサイズのUO$$_{2}$$燃料の内圧より低いことから、3S-TRISO燃料の成立性は十分見込まれる。また、炉心燃焼計算の結果は、軸方向燃料シャッフリングの採用により約500GWd/tの高燃焼度の達成が可能なこと及び反応度温度係数を燃焼期間にわたり負を維持できることを示しており、炉心の核的な成立性も十分見込まれる。

論文

Irradiation test and post irradiation examination of the high burnup HTGR fuel

植田 祥平; 相原 純; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭

Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.246 - 252, 2016/11

燃焼度100GWd/t付近で使用する高温ガス炉の新型TRISO燃料の照射性能を調べるため、カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉においてキャプセル照射試験が実施された。照射されたTRISO燃料試料は、原子力機構が新たに設計し、HTTR燃料製造技術に基づいて製造されたものである。燃焼度100GWd/tまでの照射により当初予想量を超える核分裂生成物ガスの放出は起こらなかったものと考えられる。加えて、照射済みTRISO燃料の健全性評価と将来のさらなる高燃焼度化に向けた温ガス炉燃料設計の高度化を目的とした照射後試験を計画している。

報告書

EDC試験手法による反応度事故時の燃料被覆管破損に及ぼす水素化物偏在及び2軸応力状態の影響の評価

篠崎 崇; 三原 武; 宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

JAEA-Research 2014-025, 34 Pages, 2014/12

JAEA-Research-2014-025.pdf:6.05MB

EDC(Expansion-Due-to-Compression)試験は、燃料被覆管の機械特性試験の一手法であり、反応度事故(RIA)時におけるペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に着目した試験手法である。本研究では、高燃焼度燃料被覆管に見られる"水素化物リム"を模擬するために外周部に水素化物を偏析させた未照射被覆管を使用し、高燃焼度燃料のRIA時に被覆管に負荷される機械的条件を模擬したEDC試験を実施した。試料の水素濃度および偏析した水素化物の厚みが増加すると、試験後試料の周方向残留ひずみが低下する傾向が見られた。また、RIA時に被覆管外面の水素化物に発生するき裂を模擬するため、外面に予き裂を有する被覆管(RAG管)を作製し、この試料を対象としたEDC試験を行った結果、試料の予き裂深さが増加するにつれて破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。さらに、RAG管試料に軸方向引張荷重を負荷することで2軸応力状態とし、EDC試験を実施した。このような2軸応力状態では、単軸引張条件である通常のEDC試験と比較して破損時の周方向全ひずみが低下する傾向が見られた。

論文

Results from studies on high burn-up fuel behavior under LOCA conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

NUREG/CP-0192, p.197 - 230, 2005/10

LOCAに関する日本の安全基準は、事故条件を模擬した試験により決められた急冷時燃料棒破断限界に基づいている。このため、原研はLOCA条件を模擬した総合的な急冷実験を行い、高燃焼度燃料の破断限界を評価している。水素を添加した未照射被覆管やPWRにおいて39あるいは44GWd/tまで照射した高燃焼度燃料被覆管を用いた試験をこれまでに行った。破断限界は基本的に酸化量に依存し、初期水素濃度と急冷時の軸方向拘束力に伴い低下することが明らかになった。また、試験対象とした高燃焼度燃料被覆管の破断限界は、同等の水素濃度を有する未照射被覆管の破断限界とほぼ同等であることも明らかになった。

報告書

反応度事故条件下におけるPCMI破損の駆動力及び破損限界に及ぼす被覆管水素脆化の影響

富安 邦彦; 杉山 智之; 中村 武彦; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-022, 128 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-022.pdf:16.11MB

高燃焼度燃料の反応度事故条件下におけるPCMI破損の駆動力を明らかにし、また破損限界に対する被覆管水素脆化の影響を検討するため、高燃焼度PWR燃料を模擬した未照射燃料棒を対象とする反応度事故模擬実験をNSRRにおいて実施した。未照射ペレットを用いることでPCMI駆動力をペレット熱膨張に限定し、あらかじめ水素を吸収させた被覆管を用いることにより、燃焼の進行に伴う被覆管の機械的性質劣化のうち水素脆化の影響を抽出した。計14回の実験を行い、7実験において被覆管が破損した。燃料過渡挙動及び破損形態の点で、高燃焼度PWR燃料と同様のPCMI破損が生じた。これは高燃焼度燃料のPCMI破損における駆動力はペレット熱膨張で説明でき、FPガスの寄与は小さいことを示す。破損しなかった燃料棒においても、被覆管外周部の水素化物析出層(水素化物リム)とその内側の金属層との境界でとどまる多数の径方向亀裂が生じていたことから、金属層の強度が破損限界に対して重要であることが示唆される。破損時燃料エンタルピは水素化物リム厚さとよい相関があり、リム厚さの増大に伴い低下する傾向を示した。

論文

RIA- and LOCA-simulating experiments on high burnup LWR fuels

更田 豊志; 永瀬 文久; 杉山 智之

Proceedings of IAEA Technical Meeting on Fuel Behaviour Modelling under Normal, Transient and Accident Conditions, and High Burnups (CD-ROM), 15 Pages, 2005/09

軽水炉燃料の安全規制に必要なデータを提供するため、原研では、異常運転時及び反応度事故(RIA)や冷却材喪失事故(LOCA)といった想定された事故時の燃料挙動について研究を行っている。高燃焼度燃料に対する一連のRIA模擬実験を原子炉安全性研究炉(NSRR)で実施しており、LOCA時の燃料挙動については被覆管急冷破断試験及び被覆管の酸化速度や機械特性に関する個別効果試験を含む広汎な研究を行っている。

論文

Influence of hydride re-orientation on BWR cladding rupture under accidental conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1211 - 1217, 2004/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:32.7(Nuclear Science & Technology)

高燃焼度BWR燃料被覆管では、半径及び軸方向に平行な面に沿った水素化物の析出が増加する。半径方向水素化物はRIA時の燃料挙動に重要な役割を果たし、PCMI条件下では、被覆管の延性を低下させる可能性がある。PCMI条件下における高燃焼度燃料被覆管の破損挙動に及ぼす径方向水素化物の影響を調べるために、約200$$sim$$600ppmの水素を添加した未照射BWR被覆管のバースト試験を行った。約20$$sim$$30%の水素化物を半径方向と軸方向に平行な面に沿って再配向させた。室温及び373Kにおいて、軸方向の割れを伴う大きな破損開口が生じた。しかし、破裂圧力と残留周方向歪み量に対する径方向水素化物の影響は非常に小さかった。したがって、調べた水素濃度と径方向水素化物割合の範囲において、径方向水素化物のみによって、高燃焼度BWR燃料被覆管の延性が著しく低下することはないと考えられる。

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。

論文

Results from simulated LOCA experiments with high burnup PWR fuel claddings

永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance, p.500 - 506, 2004/09

原研は、さらなる燃焼度延伸がLOCA時の燃料挙動に及ぼす影響を評価するために必要なデータを取得することを目的に、系統的な研究計画を進めている。その計画の一環として、LOCA時に起こる全過程を模擬した総合的な試験を、PWRにおいて39$$sim$$44GWd/tまで照射したジルカロイ-4被覆管に対して実施した。30%ECRまで酸化した被覆管は、急冷時に破断した。この破断は、同等の水素濃度を有する未照射被覆管の破断クライテリア(約25%ECR)に合致する。約16及び18%ECRまで酸化した2本の被覆管は急冷時に破断しなかったことから、調べた燃焼度範囲では、照射によって著しく破断限界が低下することはないと考えられる。本報告では、酸化速度や破裂挙動も含め、試験の結果を報告する。

論文

Effect of pre-hydriding on thermal shock resistance of Zircaloy-4 cladding under simulated loss-of-coolant accident conditions

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(7), p.723 - 730, 2004/07

 被引用回数:27 パーセンタイル:12.79(Nuclear Science & Technology)

冷却材喪失事故(LOCA)条件を模擬した実験を行い、酸化したジルカロイ-4被覆管の耐熱衝撃性に及ぼす水素吸収の影響を評価した。試験には人工的に水素を添加した被覆管(400$$sim$$600ppm)と水素を添加しない被覆管を用いた。急冷時の被覆管破断は主として酸化量に依存することから、破断しきい値を「等価被覆酸化量(ECR)」に関して評価した。被覆管を軸方向に拘束しない条件では、破断しきい値は56%ECRであり、水素添加の影響は見られなかった。急冷時に被覆管を拘束することにより破断しきい値は低下し、水素を添加した被覆管でより顕著であった。完全拘束条件下での破断しきい値は、水素を添加しない被覆管で20%ECR、添加した被覆管で10%ECRであった。本試験の結果は、LOCA条件下で高燃焼度燃料棒の破断しきい値が低下する可能性を示している。

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:16 パーセンタイル:24.43(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

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

Failure thresholds of high burnup BWR fuel rods under RIA conditions

中村 武彦*; 更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(1), p.37 - 43, 2004/01

 被引用回数:15 パーセンタイル:26.33(Nuclear Science & Technology)

反応度事故を模擬した条件での高燃焼度BWR燃料の変形挙動を測定し、破損限界を検討した。NSRRで行った実験では、パルス照射のごく初期に0.4%程度の小さな周方向歪みが生じた時点で被覆管は脆性的に破損した。この変形の歪み速度は数10%/s程度であった。これらの結果をペレットの熱膨張の計算値と比較した結果、この被覆管変形はペレットの熱膨張によって生じており、ペレットに蓄積されたFPガスの影響は小さいことが示された。また、被覆管温度が破損しきい値に及ぼす影響を個別効果試験によって調べた。高燃焼度BWR燃料の破損しきい値に及ぼすパルス幅の影響について、歪み速度,変形の程度、及び被覆管温度の観点から議論した。

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