Fracture-mechanics-based evaluation of failure limit on pre-cracked and hydrided Zircaloy-4 cladding tube under biaxial stress states

Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1709996

To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CWSRRX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

AA2019-0372.pdf:0.81MB

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107268

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

Mechanical energy generation during high burnup fuel failure under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(10), p.877 - 886, 2000/10

https://doi.org/10.3327/jnst.37.877

反応度事故条件下における高燃焼度燃料破損時の機械的エネルギー発生について、その支配的要因を、NSRR実験結果に基づいて論じている。過去の高燃焼度燃料実験より、比較的低い発熱量条件で燃料が破損し、その際燃料が溶融に至ることなく微粒化することが知られていた。今回、機械的エネルギー発生要因として「燃料棒からの高温・高圧ガス放出」及び「被覆管開口部から放出された燃料微粒子と冷却材との熱的相互作用による蒸気発生」を定量的に評価した結果、前者の寄与は機械的エネルギー計測値に及ばないのに対し、燃料/冷却材相互作用は十分な量を発生し得ることが明らかになった。また、高燃焼度燃料微粒子を模擬した未照射粉末燃料を用いた分離効果実験により、溶融しない場合でも十分に大きな機械的エネルギーが発生すること、及び機械的エネルギー転換率が燃料微粒子の比表面積すなわち平均粒径に依存することを明らかにした。

Transient behavior of low enriched uranium silicide miniplate fuel under a triplet configuration

柳澤 和章; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.981 - 988, 1995/10

https://doi.org/10.3327/jnst.32.981

本誌は研究炉(JRR-3)用として検討されている低濃縮ウランシリサイド燃料仕様(密度4.0gU/cc)及び現行のアルミナイド燃料仕様の小型板状燃料を用いた過渡実験結果について報告するものである。過渡照射は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)を用いて遂行した。得られた結果は以下のとおり:(1)近い将来JRR-3炉心に使用を検討されている仕様の密度のシリサイド燃料板を用い、発熱量106cal/fuelまで過渡照射した。供試燃料板のピーク表面温度(PCST)は508Cに達したが、破損は起こらなかった。本実験は、PSCT400C以上で生ずると考えられているブリスターを模擬した過渡実験であった。実験結果から供試シリサイド燃料板は508Cまでブリスター破損に対し、強い抵抗を有していることが立証された。(2)供試アルミナイド燃料板は発熱量55cal/g-fuelの実験において燃料板のPCSTが230Cに達したが、異常は認められなかった。この実験条件は、JRR-3の安全評価における最も厳しい燃料温度条件の流路閉塞事故PCST、150Cを大きく上まわっており、安全評価における安全裕度が実験により確認された。

Failure behavior of stainless steel clad fuel rod under simulated reactivity initiated accident condition

塩沢 周策; 斎藤 伸三

Journal of Nuclear Science and Technology, 23(12), p.1051 - 1063, 1986/12

https://doi.org/10.3327/jnst.23.1051

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。

反応度事故条件下における高発熱量照射時の燃料微粒子化の形態; 微粒化燃料の粒度分布測定および粒子の観察

床井 博見*; 岩田 耕司; 星 蔦雄

JAERI-M 82-141, 74 Pages, 1982/10

JAERI-M-82-141.pdf:7.27MB

反応度事故条件において、燃料が溶融する程度の高発熱量で照射されると、破損燃料は微粒子化し、破壊エネルギーの発生を伴う。本報では燃料の微粒子化機構や破壊力発生機構を解明するため、微粒子化した燃料の節分と詳細な外観観察をした結果について述べる。燃料の節分の結果、発熱量が高い程微粒子化が促進されることが明らかとなった。さらに微粒子化の程度は発熱量の他に冷却水のサブクール度や冷却材-燃料比に左右される。微粒子化した燃料の形状は次の4形態、(1)球形状粒子、(2)岩砕状粒子、(3)多孔質な粒子.(4)殻状の粒子に大別されることが判った。

反応度事故に伴なう破壊エネルギー発生機構の研究; 炉外可視実験報告

床井 博見*; 岩田 耕司; 星 蔦雄

JAERI-M 9840, 52 Pages, 1981/12

JAERI-M-9840.pdf:2.08MB

NSRRでの高発熱量実験や浸水燃料実験において観測される機械エネルギ-の挙動並びにエネルギー評価法を検討するため、炉外での可視実験を実施した。実験では燃料破損を模擬するため、カプセル内にラプチャディスクを用いて圧縮ガスを瞬時注入して、カプセル内の圧力挙動や水塊挙動を観測した。炉外実験の結果、ラプチャディスクの破砕と同時にカプセル内には衝撃的な圧力か発生し、引き続き教ms周期の圧力パルスがみられた。カプセル内の水塊は圧縮ガスの注入と共に飛び上り、その後ピストン状に20~30ms周期で振動を繰返した。水塊の振動に同期してカプセル内の圧力にも振動がみられた。これらの圧力挙動は炉内で観測される圧力挙動と良く対応している。発生した機械エネルギ-は水塊の飛び上りに追随する水位計の信号と後期圧力群の振動周期から得られる飛び上り水塊質量をもとに、ピストンモデルに従って評価できる。