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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:0For 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.
丹沢 貞光
JAERI-M 93-011, 32 Pages, 1993/02
NSRR燃料照射実験における過渡データをデジタル化して保存することによりデータの消滅を防止すると共に、データバンクを作成してパーソナル・コンピュータにより過渡データに容易にアクセスできるようにすることを目的として、実験過渡記録処理システムの開発を行なった。本報告書では、実験過渡記録処理システムの概要及び使用方法、並びにデータ・バンクの現状について記載した。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 91-130, 156 Pages, 1991/08
本報告書は、1987年1月から同年12月までにNSRRにおいて実施した燃料破損実験の結果及びその考察についてまとめたものである。今期実施した試験は、5回の標準燃料実験、6回の燃料設計パラメータ実験(ヨウ素入り燃料実験2回、SUS被覆実験3回、破壊力測定実験1回)、7回の冷却パラメータ実験(流路管付燃料実験3回、ベンドル実験4回)、8回の特殊燃料実験(米国NRC実験1回、PCI対策型燃料実験5回、中空加圧燃料実験2回)、1回の高温高圧カプセル実験、2回の高温高圧ループ実験、3回の高温冠水実験、3回の燃料挙動可視実験、およびその他の実験3回(燃料損傷実験1回、加速度計実験2回)の総計38回である。本報では、これにコード開発の進捗状況報告も加えた。
柳原 敏; 鈴木 敏夫
JAERI-M 85-208, 53 Pages, 1986/01
近年NSRRで実施している破壊力測定実験、ガドリニア入り燃料実験、ウラン-プルトニウム混合酸化物燃料実験の各実験シリーズについて、単位炉心積分出力当りの発熱量を評価するための実験を行い、線スペクトロメトリーにより各実験で照射した燃料の核分裂数を求めた。各実験シリーズにおける単位炉心積分出力当りの核分裂数及び炉心積分出力から発熱量への変換係数は以下の通りである。
柳原 敏
JAERI-M 84-058, 40 Pages, 1984/03
NSRR実験においては、試験燃料棒の軸報告において、出力分布が一様でないことが分かっている。このため、試験燃料棒の軸方向出力分布の詳細な評価を行なった。この結果、試験燃料棒の燃料スタック部の下方程出力が高くなる傾向を示し、燃料スタック部の両端近傍では、エッヂ効果のため顕著な出力ピーキングが認められた。この燃料スタック部下部における、燃料挙動に影響を及ぼす有効な出力ピーキングは、スタック部平均に対して1.04~1.06であった。そこで、この結果より、今までに行われた破損しきい値近傍の発熱量での実験結果を整理すると、その破損は、発熱量274cal/g・UO2の発熱部で生じていることが分かった。