検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 219 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Evaluation of the radiation effects of residents living around the NSRI under the external hazards

求 惟子; 秋山 佳也; 村尾 裕之

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 8 Pages, 2018/07

NSRR(Nuclear Safety Research Reactor)は、TRIGA-ACPR型(Annular Core Pulse Reactor:円環炉心パルス炉; GA社製)の研究炉で、反応度事故時の原子炉燃料の安全性を研究するため、燃料照射実験を行っている。福島第一発電所の事故後の新規制基準において、研究炉は施設のリスクに応じた規制(グレーデッドアプローチ)が行われている。グレーデッドアプローチを適用するにあたってNSRR施設のリスクレベルを明らかにするため、外的事象によって受ける周辺の公衆の放射線影響について評価した。そのうち、地震及び地震に伴って発生する津波並びに竜巻によってNSRRの安全機能を喪失した場合の影響評価の結果について報告する。評価の結果、地震及びそれに伴って発生する津波並びに竜巻よってNSRRの安全機能を喪失した場合においても、周辺の公衆の実効線量が5mSv/eventを下回ることから、NSRR施設のリスクが小さいことを確認した。

報告書

平成25年度研究炉加速器管理部年報; JRR-3, JRR-4, NSRR, タンデム加速器及びRI製造棟の運転、利用及び技術開発

研究炉加速器管理部

JAEA-Review 2014-047, 153 Pages, 2015/02

JAEA-Review-2014-047.pdf:23.43MB

研究炉加速器管理部は、JRR-3, JRR-4, NSRRの研究炉、タンデム加速器及びRI製造棟を運転管理し、それらを利用に供するとともに関連する技術開発を行っている。本年次報告書は2013年4月1日から2014年3月31日までの研究炉加速器管理部において実施した業務活動をまとめたものである。

論文

Analysis on pellet-clad mechanical interaction process of high-burnup PWR fuel rods by RANNS code in Reactivity-initiated accident conditions

鈴木 元衛; 更田 豊志; 斎藤 裕明*

Nuclear Technology, 155(3), p.282 - 292, 2006/09

 被引用回数:12 パーセンタイル:29.25(Nuclear Science & Technology)

NSRRにおいて行われた高燃焼度PWR燃料棒(OI-10とOI-11)の反応度事故模擬実験の実験解析をRANNSコードにより行った。燃料棒の事故初期条件はFEMAXI-6コードによりPWR中の照射履歴に沿った計算により解析され、結果がRANNSに与えられた。RANNSによる解析は、初期条件,パルス入力,冷却材温度などに基づいて行われ、ペレットスタック及び被覆管の温度,応力歪み分布,それらの相互作用がPCMIの見地から分析され、実験と比較された。OI-10では計算された被覆管永久歪みはPIEデータとほぼ一致したが、被覆管の局所的に大きな歪みが指摘された。OI-11では、被覆管のクラック発生から破断までの過程が被覆管の塑性歪み発生により説明された。

論文

Analysis on split failure of cladding of high burnup BWR rods in reactivity-initiated accident conditions by RANNS code

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 更田 豊志

Nuclear Engineering and Design, 236(2), p.128 - 139, 2006/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:57.83(Nuclear Science & Technology)

RIA条件での燃料ふるまいを解析するコードRANNSを開発した。このコードは1本の燃料棒の熱解析とFEM力学解析を行い、温度分布,PCMI接触力,応力歪み分布とそれらの相互作用を計算する。RANNSによる解析はFEMAXI-6の解析による事故直前状態から始める。高燃焼度BWR燃料を用いたFK-10とFK12実験の解析を行い、PCMI過程を詳細に分析した。その結果、ペレットの熱膨張は被覆管の変形を支配し、被覆管は二軸応力状態におかれること,被覆管の熱膨張は内側領域の応力を外側領域より大きく低下させることが明らかとなった。また幅の広いパルスを照射したシミュレーション計算を行い、被覆管の周方向応力値を実験に基づく推定値と比較検討した。

論文

RANNS code analysis on the local mechanical conditions of cladding of high burnup fuel rods under PCMI in RIA-simulated experiments in NSRR

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.579 - 601, 2005/10

RANNSコードは反応度事故条件における1本の燃料棒ふるまいを解析する。このコードは二種の力学モデルを持つ。軸方向セグメント全長に対する一次元モデルと、新開発の、ペレット1個長に対する局所変形モデルである。NSRR実験OI-10及びOI-11の解析を行い、被覆管の変形をこの二モデルとPIEデータとの間で比較した。FEMAXI-6で解析したパルス照射前の燃料状態に基づき、RANNSによりパルス実験における変形を計算した。二次元モデルにより、被覆管の塑性歪みの局所的な不均一やそれに伴う応力の差を計算し、PIEデータと比較し、応力の差の影響を検討した。

論文

NSRR RIA-simulating experiments on high burnup LWR fuels

更田 豊志; 杉山 智之; 笹島 栄夫; 永瀬 文久

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.633 - 645, 2005/10

NSRRでは軽水炉燃料の反応度事故(RIA)時挙動の研究を行っている。最近実施したOI-10及び-12実験では燃料破損には至らず、OI-11実験では破損時エンタルピが高いという結果を得た。これらの結果は、PWR運転中の耐食性が向上した新型被覆管の性能を反映しており、これらの被覆管を備えた燃料はジルカロイ4被覆燃料に比べてより大きな安全裕度を有すると言える。加えて、大粒径ペレットによる粒界ガス蓄積量の低減は、OI-10実験で観測されたように、RIA時のFPガス放出量を抑制し得る。VA-1実験は燃焼度78MWd/kgUのMDA被覆PWR燃料に対して実施した。高い燃焼度及び約81$$mu$$mという厚い酸化膜にもかかわらず、破損時エンタルピは燃焼度50$$sim$$60MWd/kgUで40$$mu$$m程度の酸化膜を持つ燃料に対する結果と同程度だった。この結果は、ペレットの固体熱膨張がPCMIの主要因であるため、ペレット周辺部の高燃焼度組織(リム組織)が破損時エンタルピの低下に及ぼす影響は小さいことを示唆している。

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

核燃料工学の基礎,9; 軽水炉燃料のふるまい

更田 豊志; 永瀬 文久; 笹原 昭博*

日本原子力学会誌, 47(2), p.112 - 119, 2005/02

軽水炉燃料の炉内挙動のうち、反応度事故及び冷却材喪失事故を中心とした事故条件下における燃料挙動について解説する。

論文

Investigation of hydride rim effect on failure of Zircaloy-4 cladding with tube burst test

永瀬 文久; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 42(1), p.58 - 65, 2005/01

 被引用回数:31 パーセンタイル:8.79(Nuclear Science & Technology)

水素添加ジルカロイ-4被覆管に対し室温及び620Kにおいてバースト試験を行った。NSRRでのパルス照射時に高燃焼度燃料で起こる急激なPCMIを模擬し、加圧速度は最高3.4MPa/msまで高めた。被覆管中の水素濃度範囲は150$$sim$$1050ppmであり、高燃焼度PWR燃料被覆管と同様に被覆管外周部に水素化物を集積させ、「水素化物リム」を形成させた。室温試験で、水素吸収被覆管は軸方向に長い亀裂を呈して破損した。水素化物リムでは、脆性的な破壊が見られ、破損形態はNSRR実験で観察されたものと同じであった。また、水素化物リムにより、破裂圧力や周方向残留ひずみは明確に低下した。水素化物リムの厚さが被覆管肉厚の18%を超える場合、620Kにおいても周方向ひずみは非常に小さかった。本研究の結果は、RIA条件下における高燃焼度燃料棒の破損において水素化物集積層が重要な役割を果たすことを示している。

報告書

Behavior of irradiated PWR fuel under simulated RIA conditions; Results of the NSRR tests GK-1 and GK-2

笹島 栄夫; 杉山 智之; 中村 武彦*; 更田 豊志

JAERI-Research 2004-022, 113 Pages, 2004/12

JAERI-Research-2004-022.pdf:47.48MB

本報告書は、安全性試験研究炉(NSRR)において実施した反応度事故模擬実験、GK-1及びGK-2の結果についてまとめたものである。実験は、九州電力(株)玄海1号機で燃料燃焼度42.1MWd/kgUまで照射された14$$times$$14型PWR燃料に対して行った。計装を施した試験燃料棒を二重カプセルに装荷し、NSRRにおいて0.1MPa, 293Kの静止水冷却条件下でパルス照射実験を実施した。GK-1実験の発熱量は505J/g、燃料エンタルピは389J/g、GK-2実験の発熱量は490J/g、燃料エンタルピは377J/gに達した。被覆管表面ではDNBが生じ、最高温度はGK-1で589K、GK-2で569Kに達した。パルス照射後の被覆管径方向最大残留歪みはGK-1で2.7%、GK-2で1.2%となったが、燃料棒破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒内自由空間への核分裂ガス放出率はGK-1で11.7%、GK-2で7.0%であった。

論文

Effect of cladding surface pre-oxidation on rod coolability under reactivity initiated accident conditions

杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(11), p.1083 - 1090, 2004/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:49.74(Nuclear Science & Technology)

反応度事故(RIA)条件下で被覆管表面予備酸化膜が燃料棒の冷却性に及ぼす影響を調べた。照射済燃料棒の表面では膜沸騰遷移(DNB)が抑制され、またクエンチが早く生じるため、結果的に未照射燃料棒よりも冷却性が高いことがNSRR実験により示されてきた。沸騰遷移に影響を与え得る要因を考察した後、最も可能性が高いと考えられる表面予備酸化膜の影響について、未照射燃料に対するパルス照射実験により検証を行った。被覆管表面の条件としては、酸化膜無し,1ミクロン及び10ミクロン厚酸化膜付の3通りを用意した。温度計測結果により、酸化表面では温度及び燃料エンタルピに関するDNB発生しきい値が上昇し、同時に、クエンチ発生温度が上昇することで膜沸騰継続時間が短縮されることが示された。これら限界熱流束点及び極小熱流束点の変動は表面ぬれ性の増大により起こり得る。本実験においては、酸化膜の厚さではなくその有無が結果を左右していることから、酸化時の表面粗さ増大ではなく、酸化による化学ポテンシャルの変化が表面ぬれ性に影響を与えたと考えられる。

論文

Fission gas release in irradiated UO$$_{2}$$ fuel at burnup of 45 GWd/t during simulated Reactivity Initiated Accident (RIA) condition

天谷 政樹; 杉山 智之; 更田 豊志

Journal of Nuclear Science and Technology, 41(10), p.966 - 972, 2004/10

 被引用回数:6 パーセンタイル:54.15(Nuclear Science & Technology)

商用炉で照射された燃料から調製した試験燃料棒に対し、反応度事故条件を模擬したパルス照射を行った。パルス照射後に実施した照射後試験の一部として、試験燃料棒の光学顕微鏡及び走査型電子顕微鏡による観察とEPMAによる分析を行った。パルス照射後の燃料ペレット周辺部及び中心部でXe濃度の低下が認められた。パルス照射中のFPガス放出はおもにペレット中心部で生じたものと考えられる。EPMAの結果からパルス照射中のFPガス放出量は10-12%と評価され、この結果はパンクチャ試験結果と同程度であった。この評価値と炉外アニーリング試験結果とを比較した結果、ペレット中心部からベース照射中に粒界に蓄積されたFPガスのほとんどがパルス照射中に放出されたと考えられた。

論文

RIA-simulating experiments on high burnup PWR fuel rods with advanced cladding alloys

杉山 智之; 更田 豊志; 小澤 正明*; 永瀬 文久

Proceedings of 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance, p.544 - 550, 2004/09

改良被覆管を備えた燃焼度約60GWd/tのPWR UO$$_2$$燃料を対象として2回の反応度事故模擬実験を行った。MDA被覆及び大粒径(約25$$mu$$m)ペレットを備えた燃料棒に対しピーク燃料エンタルピー条件435J/gで実施したOI-10実験では、約0.7%の被覆管周方向残留歪が生じた。一方、ZIRLO被覆及び従来ペレットの燃料棒に対して行ったOI-11実験では、燃料エンタルピーが500J/gに達した時点でペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)による燃料破損が生じた。発熱部全長に及ぶ縦割れが被覆管に生じ、微粒子化した燃料ペレットが冷却水中に放出された。破損時の燃料エンタルピーは、当該燃焼度に対するPCMI破損しきい値209J/gを大きく上回っていた。本実験の結果は、従来のジルカロイ4と比較し、耐食性が向上した被覆管がPCMI破損に対してより大きな安全余裕を持つことを示した。

論文

LOCA and RIA studies at JAERI

杉山 智之; 永瀬 文久; 中村 仁一; 更田 豊志

HPR-362, Vol.2, 12 Pages, 2004/05

軽水炉の安全規制に活用されるデータベースを提供するため、原研では、異常時及び冷却材喪失事故(LOCA)や反応度事故(RIA)等の想定された事故条件下における燃料挙動を明らかにするための研究を行っている。LOCA研究では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分離効果実験を行っており、照射被覆管を用いた試験に先立ち、運転中の腐食や水素吸収が及ぼす影響を調べる試験を非照射被覆管により実施してきたが、最近、照射被覆管を用いた試験を開始し、結果を得た。RIA研究では、高燃焼度燃料を対象とした一連のNSRRパルス照射実験を行っている。本論文は、原研のLOCA及びRIA研究で最近得られた結果を報告するものである。

論文

NSRRシミュレータの改良

村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文

UTNL-R-0435, p.15_1 - 15_9, 2004/03

NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価し、シミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRR台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。

報告書

NSRRシミュレータの改良

村尾 裕之; 谷内 茂康; 太田 和則; 村松 靖之; 中村 武彦; 寺門 義文

JAERI-Tech 2003-094, 41 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-094.pdf:2.26MB

NSRRで台形パルス運転及び合成パルス運転を行う場合は、あらかじめオフラインシミュレーション及びオンラインシミュレーションを行い、目的とする運転パターンの安全性や、妥当性を確認する必要がある。これらのシミュレータを用いることによって実際のNSRR炉出力をほぼ模擬することができるが、初期出力上昇時や出力制御運転時において、シミュレーション結果と実運転結果との間に若干の不一致が認められている。このため、制御棒の反応度価値及び燃料温度フィードバック係数を再評価しシミュレータに反映した。その結果、シミュレーション精度を向上させることができ、NSRRの台形パルス運転及び合成パルス運転の自由度を向上することができた。

報告書

Behavior of irradiated BWR fuel under reactivity-initiated-accident conditions; Results of tests FK-1, -2 and -3

杉山 智之; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 笹島 栄夫; 永瀬 文久; 更田 豊志

JAERI-Research 2003-033, 76 Pages, 2004/01

JAERI-Research-2003-033.pdf:17.46MB

低温起動時の反応度事故(RIA)条件下における燃料挙動を明らかにするため、燃焼度41$$sim$$45GWd/tUの沸騰水型原子炉(BWR)燃料のパルス照射実験を原子炉安全性研究炉(NSRR)において実施した。試験燃料棒は福島第一原子力発電所三号機で用いられたBWR8$$times$$8BJ(STEP I)型セグメント燃料棒を短尺加工したもので、NSRRにおいて約20ms以内の短時間に293$$sim$$607J/g(70$$sim$$145cal/g)の熱量が与えられた。その際、燃料棒被覆管はペレット・被覆管機械的相互作用により高速に変形したが、被覆管の延性が十分高く破損には至らなかった。被覆管周方向の塑性歪は最大部で1.5%に達した。被覆管温度は局所的に最大約600$$^{circ}$$Cに達しており、X線回折測定の結果はパルス照射時の温度上昇により被覆管照射欠陥が回復したことを示していた。パルス照射による核分裂生成ガスの放出割合は、ピーク燃料エンタルピ及び定常運転条件に依存して、3.1%$$sim$$8.2%の値であった。

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:26.07(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。

論文

Effects of pellet expansion and cladding hydrides on PCMI failure of high burnup LWR fuel during reactivity transients

更田 豊志; 杉山 智之; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 永瀬 文久

NUREG/CP-0185, p.161 - 172, 2004/00

軽水炉に対する安全基準のベースとなるデータを整備するため、原研のNSRRでは反応度事故など、異常過渡時や事故時の燃料挙動を調べる研究を進めており、パルス照射を利用して高燃焼度燃料に対する一連の実験を実施している。本論文では、ZIRLO及びMDA被覆管を備えた照射済PWR燃料を対象とした最近のNSRR実験の結果を示すとともに、燃料ペレット/被覆管機械的相互作用(PCMI)時のペレット膨張及び被覆管水素脆化の影響について論じる。さらに、ジルカロイ被覆管に対する機械特性試験についても紹介する。

219 件中 1件目~20件目を表示