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谷口 良徳; 宇田川 豊; 三原 武; 天谷 政樹; 垣内 一雄
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.551 - 558, 2019/09
A pulse-irradiation test CN-1 on a high-burnup MOX fuel with M5 cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Although the transient signals obtained during the pulse-irradiation test did not show any signs of the occurrence of PCMI failure, the failure of the test fuel rod was confirmed from the visual inspection carried out after test CN-1. Analyses using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS were also performed in order to investigate the fuel behavior during normal operation and pulse-irradiation regarding the test fuel rod of CN-1, and the results were consistent with this observation result. These experimental and calculation results suggested that the failure of test fuel rod of CN-1 was not caused by hydride-assisted PCMI but high-temperature rupture following the increase in rod internal pressure. The occurrence of this failure mode might be related to the ductility remained in the M5
cladding owing to its low content of the hydrogen absorbed during normal operation.
谷口 良徳
no journal, ,
近年、高燃焼度M5被覆MOX燃料を対象として実施された室温大気圧条件下での反応度事故(RIA)模擬実験(CN-1)において、従来高燃焼度PWR/BWR燃料で観察されてきたペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)破損とは異なる、内圧破損と思しき破損挙動が確認された。この破損モードでは、PCMI破損に比べ破損挙動が冷却材温度及び燃料棒内外圧差条件の影響を受けやすいと考えられ、これら境界条件の影響の把握が安全評価上重要となる。本研究では、CN-1実験に供した燃料と同一のセグメント燃料から切り出した試験燃料棒を用いて、より実炉条件に近い高温高圧冷却水かつ燃料棒予加圧条件下でのRIA模擬実験(CN-2実験、ピーク燃料エンタルピ増分: 560J/g)を実施した。実験時過渡計測及び実験後外観観察により燃料の破損が確認され、CN-1実験燃料(ピーク燃料エンタルピ増分: 670J/g)を有意に下回るピーク燃料エンタルピで高温破裂破損が生じることがわかった。また、CN-1実験後燃料の照射後試験として、外径測定及び破損開口部周辺の白付着物の元素分析を実施し、同実験では燃料ペレットの熱膨張により到達しうる水準を有意に超え、且つ局所的な変形が被覆管に生じたこと、また白付着物分析で得られた主要元素はFe, Ni, Cs, Moであり、RIA条件下で発生した高温酸化に由来するものではない可能性が高いことがわかった。