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論文

Development of an integrated computer code system for analyzing irradiation behaviors of a fast reactor fuel

上羽 智之; 根本 潤一*; 伊藤 昌弘*; 石谷 行生*; 堂田 哲広; 田中 正暁; 大塚 智史

Nuclear Technology, 207(8), p.1280 - 1289, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

高速炉燃料集合体の冷却材熱流動、燃料ピンの照射挙動、燃料ピン束の照射変形を連成して解析する統合計算コードシステムを開発した。このシステムは複数の計算コードから構成され、各コードが計算に必要とする情報を他のコードの計算結果から得るようになっている。これにより、照射下の燃料集合体における熱,機械,化学的挙動を関連させて解析することができる。本システムの機能確認のテスト解析として、高速炉で照射した混合酸化物燃料ピン束集合体の照射挙動解析を実施した。解析結果は集合体の横断面図、集合体や燃料ピンの3次元イメージモデル上に描画した。更に、解析で得られた燃料ピンの様々な照射挙動について、照射条件の影響を評価した。

論文

Fission gas release from irradiated mixed-oxide fuel pellet during simulated reactivity-initiated accident conditions; Results of BZ-3 and BZ-4 tests

垣内 一雄; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 155, p.108171_1 - 108171_11, 2021/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate fission gas release behavior of high-burnup mixed-oxide (MOX) fuel pellet for LWR under reactivity-initiated accident (RIA), the tests called BZ-3 and BZ-4 were conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Electron probe microanalysis and rod-puncture tests were performed on the fuel pellets before and after pulse irradiation tests, and from the comparison between the puncture test results and the results evaluated from EPMA, it was suggested that fission gas release from not only the Pu-spot but also the Pu-spot-excluded region.

論文

Transient response of LWR fuels (RIA)

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.

論文

Coupled computer code study on irradiation performance of a fast reactor mixed oxide fuel element with an emphasis on the fission product cesium behavior

上羽 智之; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*

Nuclear Engineering and Design, 331, p.186 - 193, 2018/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:45.99(Nuclear Science & Technology)

高速炉MOX燃料ピンの照射挙動を計算するコードと燃料ピン内のCsの挙動に特化して計算するコードを連成することにより、Cs挙動が燃料ピンの熱・機械的挙動に及ぼす影響を解析できるようにした。連成した計算コードを高燃焼度MOX燃料ピンの照射挙動解析に適用し、Csの燃料ピン内軸方向分布やCs化合物による燃料ペレットと被覆管の機械的相互作用などを評価した。

論文

Measurement of vaccuum occluded gases released from uranium-plutonium mixed carbide and uranium carbide fuels

岩井 孝; 高橋 一郎; 半田 宗男

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(5), p.456 - 463, 1988/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.73(Nuclear Science & Technology)

新設計のプルトニウム粒子除去用円筒フィルターを備えた、放出ガス測定装置を用いて、ウラン・プルトニウム混合炭化物およびウラン炭化物燃料の放出ガスを1473、1673,1873Kで測定した。保管中、燃料表面に吸着した水分は、1473Kでほとんど反応し、H$$_{2}$$とCOを生じた。さらに高温では炭化物中に固溶した酸素が、その固溶体と平衡するCO圧に応じてCOを放出することが判った。また、平衡CO圧は超化学量論組成の燃料が、化学量論組成より高いことを明らかにした。これらの放出ガスは、燃料ピンの健全性の点から考えると、量的には少なく内圧の上昇には大きな寄与をしないが、ガス相を介したFCCIに影響を与えるかもしれない。

報告書

NSRRにおける混合酸化物燃料予備実験の結果

稲辺 輝雄; 斎藤 伸三; 柳原 敏

JAERI-M 9178, 23 Pages, 1980/11

JAERI-M-9178.pdf:1.52MB

NSRRにおいては、これまで軽水炉用酸化ウラン燃料の反応度事故時における破損挙動を調べるための実験研究を進めてきたが、これに加えて、昭和54年度から動燃事業団との共同研究として、熱中性子炉用プルトニウム-ウラン混合酸化物燃料の破損挙動に関する実験研究を実施することとし、昭和55年度末の実験開始を目標に準備作業を進めてきた。この作業の一環として、混合酸化物燃料実験用に開発・試作したカプセルを用い、UO$$_{2}$$燃料を試験燃料としてNSRRの炉内実験に供し、実験物の核特性、燃料破損に対するカプセルの健全性ならびにジルカロイ-水反応による発生水素圧の影響等を確認した。本稿ではこの予備実験の結果について述べる。

口頭

The Possible use of short half-life noble gas fission products for measurement of criticality and identification of plutonium in fuel debris canister

Riyana, E. S.; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 松村 太伊知; 寺島 顕一

no journal, , 

Fuel debris has inherent neutron sources due to mostly spontaneous fissions. Therefore, the fuel debris inside a canister can be seen as a subcritical system with fixed neutron sources. A depletion calculation for the fuel debris inside the canister has been performed. The calculation results show the activity ratio of $$^{88}$$Kr-to-$$^{135}$$Xe in the fuel debris canister depending on the material compositions and effective neutron multiplication factor.

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