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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.
JRR-4管理課; 研究炉利用課
JAERI-Tech 2005-042, 58 Pages, 2005/07
研究用原子炉(JRR-4)において、平成17年6月10日に、定格出力(3,500kW)で運転中、制御棒挿入障害事象が発生し、原子炉を手動停止した。原因調査の結果、制御棒挿入障害は制御棒の振れを止める部分のねじが緩み、このねじが制御棒と干渉して挿入をできなくしたものであることが判明した。原因となったねじを新品と交換し正常な状態に復旧するとともに、制御棒挿入障害事象の重みを考え、再発防止対策として、同様の事象を引き起こす可能性のある炉心上部の全てのねじ類の増し締め点検を行った。今後は、これらのねじ類について増し締め点検を定期的に実施していくこととした。本書は、再発防止対策として実施したねじ類の増し締め点検についてとりまとめたものである。
榊 明裕*; 加藤 道雄; 林 光二; 藤崎 勝夫*; 会田 秀樹; 大橋 弘史; 高田 昌二; 清水 明; 森崎 徳浩; 前田 幸政; et al.
JAERI-Tech 2005-023, 72 Pages, 2005/04
JAERI-Tech-2005-023.pdf:14.86MB
水素製造システムと高温ガス炉の接続技術の確立のため、水蒸気改質法によるHTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を平成13年度に製作し、同年度に機能試験運転を実施した。引き続き、平成13年度から16年度まで7回の試験運転を実施した。運転期間中に発生した不具合については、その都度、原因の究明,対策案による試験装置の改善を行い、試験を続行してきた。これにより、各種試験を行い、所定の目的を達成した。本報告は、平成13年から平成16年までに実施した試験装置の改善項目について記述したものである。
日高 昭秀; 丸山 結; 中村 秀夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/00
シビアアクシデント研究の進展により、PWRの全交流電源喪失(TMLB')中は、加圧器逃がし安全弁からの蒸気流出により、圧力容器破損前に加圧器サージラインがクリープ破損するため、格納容器直接加熱が起きる可能性は低いことが明らかになった。しかしながら、その後、何らかの原因で2次系が減圧された場合、ホットレグ水平対向流による温度上昇と差圧により、SG伝熱管がサージラインよりも先に破損する可能性が指摘された。事故影響緩和の観点からは、このような圧力及び温度に誘発される蒸気発生器伝熱管破損事故(PTI-SGTR)は、放射性物質が格納容器をバイパスし、事故影響を増大させるため好ましくない。USNRCは、SCDAP/RELAP5コードを用いて当該シーケンスの解析を行ったが、サージラインの方が伝熱管よりも早く破損する結果となった。しかしながら、USNRCの解析では、伝熱管入口部の温度予測に影響を与えるSG入口プレナムの蒸気混合に関して粗いノード分割を用いていた。そこで、蒸気混合の影響を調べるため、MELCOR1.8.4コードを用いて、同一シーケンスに対する解析を行った。その結果、2次系が減圧されないTMLB'ではサージラインが最初に破損するが、2次系が減圧されるTMLB'では伝熱管の方が先に破損する結果となった。PTI-SGTRの発生条件に関してさらに調べる必要がある。
中村 仁一; 杉山 智之; 中村 武彦; 金沢 徹; 笹島 栄夫
JAERI-Tech 2003-008, 32 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-008.pdf:1.49MB
原研・原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いた反応度事故の模擬実験において、将来のプルサーマル利用に対応するため、プルトニウム富化度12.8%までの混合酸化物(MOX)燃料の使用を計画している。この変更に伴うカプセルの安全設計への影響として試験燃料の破損時に発生する破壊力(衝撃圧力及び水撃力)に及ぼすMOX燃料の富化度の影響について検討した。試験燃料の破損時に発生する衝撃圧力は、燃料被覆管破損時に内部の高圧ガスが解放されて生じるものである。燃料棒内外差は初期圧,FPガス放出量に依存するが、MOX燃料のFPガス放出は富化度に依存しないため、衝撃圧力は富化度の影響を受けないと結論された。また、微粒子化した燃料と冷却水の熱的相互作用で発生する水撃力については、微粒化した燃料粒子から冷却水への熱流束を、高富化度化による熱物性値の変化を考慮して解析評価した。その結果、UO
燃料と同程度に微粒子化したMOX燃料粒子から破壊力が発生する極短時間において放出される熱流束は、MOX燃料はUO燃料に比べてわずかに小さく、水撃力を増加させないものと判断された。
草ヶ谷 和幸*; 杉山 智之; 中村 武彦; 上塚 寛
JAERI-Tech 2002-105, 24 Pages, 2003/01
原研・原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いた反応度事故の模擬実験において、商用炉での燃料の使用温度・圧力を実現するための新たな実験カプセルを開発しているが、その強度設計に必要な知見として、試験燃料の破損時に発生する破壊力(衝撃圧力及び水撃力)に及ぼす高温・高圧の影響を検討した。破壊力に関する従来の知見、及び温度・圧力による蒸気の物性変化などを考慮すると、開発中のカプセルにおいて想定しているBWR運転条件下での衝撃圧力及び水撃力は、従来の実験条件である室温・大気圧条件下に比べ、ともに低下すると定性的に予測された。さらに、水撃力の大きさを決定付ける水塊速度の大きさについて、実験体系及び水撃現象をモデル化して定量的に評価した結果、BWR運転条件下における水塊速度の最大値は、室温・大気圧条件下の約1割にまで低下することがわかった。
沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; Verfondern, K.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.411 - 419, 2001/06
被引用回数：18 パーセンタイル：75.03(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材温度を得るために、燃料として被覆粒子を用いている。高温ガス炉では通常運転時及び事故時において、被覆燃料粒子が微小な格納容器として放射性物質に対する主要な障壁となる。HTTRでは、通常運転において1次冷却材中の核分裂ガス測定を行い、燃料挙動及びプラント内の放射性物質量の評価を行う必要がある。本報の主たる目的は、HTTRの通常運転時における燃料及び核分裂生成物の挙動を原研のモデルとドイツのユーリッヒ研究所(FZJ)のモデルで計算し、結果及び方法の比較検討を行うことである。炉心平均の破損率の評価では、原研のモデルの方がFZJモデルよりも早期に破損し約2倍大きく予測された。核分裂生成物ガスの評価では、FZJモデルは原研モデルよりも遅く増加し始めるが、その後運転末期に向かって急激に上昇し最終的には一致した。
Verfondern, K.*; 角田 淳弥; 植田 祥平; 沢 和弘
JAERI-Research 2000-067, 127 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2000-067.pdf:6.64MB
HTTRの運転中の燃料及び核分裂生成物挙動を予測するために、ユーリッヒ研究所で安全設計に用いられてきた手法を適用した。計算は110日の高温試験運転を含むHTTRの想定運転計画に基づき行った。その結果、追加破損率は製造時の2倍程度の約5
10
と予測された。安全裕度を見込んだ安全評価では、最大110
の破損率となった。燃料コンパクトからの金属FPの拡散放出は、銀で10%(ノミナル値),50%(安全評価値)と評価された。同様に、ストロンチウム(ノミナル値1.510,安全評価値3.110
),セシウム(ノミナル値5.610
,安全評価値2.910)と評価された。セシウムの結果は、原研のモデルによる結果と傾向的に良く一致した。さらに、ZrC被覆燃料粒子の照射健全性及び核分裂生成物放出挙動についても計算を行い、データベースの拡充が必要であるとの結論を得た。
沢 和弘; 飛田 勉*; 植田 祥平; 鈴木 修一*; 角田 淳弥; 関田 健司; 青木 和則*; 大内 弘
JAERI-Research 2001-002, 33 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2001-002.pdf:1.42MB
高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料に対する設計方針では、「初期破損率は0.2%以下」、「運転中の追加破損は十分許容しうる小さな値に制限する」と定めている。そのため、HTTRの運転中に破損率を定量的に評価する必要があり、1次冷却材中の放射能を測定する、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装、燃料破損検出装置(FFD)、1次ヘリウムサンプリング設備を設けている。HTTRの出力上昇試験のうち15MWまでに取得したデータを用いて、燃料及び1次元冷却材中の核分裂生成物挙動の評価を行った。まず、1次冷却材中の核分裂生成物ガス濃度はすべて10Bq/cm
以下であった。また、1次冷却材中の
Kr濃度とFFD計数率はほぼ比例関係にあること、事前解析とサンプリングによるKr濃度の出力に対する傾向が合っていることがわかった。
第12次燃料体の照射試験林 君夫; 湊 和生; 小林 紀昭; 菊地 啓修; 福田 幸朔; 菊池 輝男; 猿田 徹; 北島 敏雄
JAERI-Research 94-017, 250 Pages, 1994/10
JAERI-Research-94-017.pdf:17.08MB
本報告書は、JMTRに設置した炉内ガスループOGL-1で照射した第6次~第12次燃料体の製造、照射および照射後試験の結果をまとめたものである。第6次~第8次燃料体は、小規模被覆装置で製造した燃料を用いたものであり、FPガス放出率(KrのR/B)は110以下の良好なレベルであった。一方、第9次~第12次燃料体では、建設中のHTTR用量産試作燃料を用いた。第9次燃料体では、KrのR/Bは1.510
と比較的高く、被覆層に種々の欠陥が認められた。その後、製造時の被覆燃料粒子の貫通破損率の低下に伴って、KrのR/Bは210まで低下した。以下の照射試験を通じて、種々の条件下におけるHTTR用燃料の照射挙動についての知見を蓄積すると共に、燃料の量産製造技術の基盤の構築と、量産試作燃料の照射健全性の実証を行った。
林 君夫; 福田 幸朔; 鶴田 晴通; 菊池 輝男
JAERI-M 94-075, 90 Pages, 1994/06
JMTRに設置した炉内ガスループOGL-1で照射した第11次および第12次燃料体の黒鉛スリーブおよび黒鉛ブロック中の核分裂生成物(FP)の分布を、ガンマ線スペクトル分析法によって求めた。第11次燃料体の黒鉛スリーブでは、軸方向に種々のFPの濃度ピークが見られた。燃料コンパクトの外観検査では破損粒子は観察されなかったが、黒鉛マトリックスのオーバーコート境界に隙間の発生が見られた。このことから、コンパクト内部の破損粒子から放出されたFPが、この隙間を移行してスリーブに到達したものと推定した。第12次燃料体の黒鉛スリーブでは
Agが検出された。その濃度分布は、溶融した熱電対シース材から移行したと思われる。
Coの濃度分布に対して負の相関を示した。このことから、Agの黒鉛中の移行挙動は、Coを含む金属による共収着効果または黒鉛構造変化の影響を受けるものと推測した。
本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫
JAERI-M 92-044, 322 Pages, 1992/04
NSRR計画では、これまでの未照射燃料を用いた実験に引続き、照射済燃料を用いた実験を進めている。本報告書は、NSRR照射済燃料実験と比較対照される海外照射済燃料RIA実験(SPERT及びPBF実験)の燃料破損挙動に関する知見を整理見直したものである。その結果、従来の未照射燃料実験とは異なる破損形態が認められた。即ち、SPERTでは、被覆管ふくれ破損とPCMI破損、PBFでは、PCMI破損であった。被覆管ふくれ破損は、予備照射中のFPガス放出やパルス照射時のFPガス放出と関連があると思われる。SPERT実験においてPCMIにより低発熱量時(85cal/y)に破損した燃料棒の破損原因は、予備照射中の過大な燃料棒腐食に伴う被覆管の脆化に起因していると思われる。また、一般的な照射済燃料の反応度事故時において想定される破損メカニズムと影響因子の関係を評価した。
丹沢 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫
JAERI-M 91-215, 40 Pages, 1992/01
本報告書は、反応度事故条件下の燃料挙動に及ぼす冷却材/燃料比の影響を調べるために、大気圧室温及び静水条件下で試験燃料のまわりに冷却材の流路を設けて行なった燃料照射実験の結果をまとめたものである。実験は、大気圧カプセルを使用し、単一試験燃料棒のまわりに円形または四角形の流路管を取り付け、試験燃料と接触する冷却材を制限することにより行なった。実験条件としては、冷却材/燃料比を変えるために14mm、16mm及び20mmの円筒形あるいは対面距離14mmの四角筒形の流路管を取り付け、発熱量は約150cal/g・UOから400cal/g・UOまで変化させた。この結果、試験燃料に流路管を取り付けた場合、流路管を取り付けない標準条件における実験の場合と比較して、被覆管表面の最高温度はあまり変わらないが、下流側では膜沸騰持続時間が長くなり、また、破損しきい値が約30cal/g・UO低くなる等、冷却材/燃料比が反応度事故条件下の燃料挙動に大きな影響を与えることが判明した。
傍島 眞
第28回日本伝熱シンポジウム講演論文集, p.718 - 720, 1991/05
軽水炉燃料の過出力事故時の破損に対する冷却条件の影響について実験的に調べるために、炉内カプセルによる燃料棒照射を行った。燃料棒には緩・速過出力変化を与え結果を比較した。燃料棒破損のエンタルピしきい値は、冷却条件に強く影響された。流路管径が小さいとしきい値は幾分低下し、流体流速が速いとしきい値が上昇した。緩い過出力の破損しきい値は、速い過出力のそれより低かったが、破損モードには両者で目立った違いはなかった。
西口 磯春; 橘 幸男; 元木 保男; 塩沢 周策
JAERI-M 90-152, 31 Pages, 1990/09
HTTRにおいては、その冷却材温度が最高約950
Cとなり、軽水炉等と比較して高温で使用されるため、特に制御棒被覆管等の金属材料部は、その特殊性を考慮した設計を行う必要がある。このため、HTTRにおいては、制御棒を対象とする設計方針案を策定し、それに従って設計を進めている。具体的には制御棒被覆管、制御棒連結棒の制御棒金属材料部を対象とし、その構造健全性の評価法を定めている。本資料は、その基本的考え方についてまとめたものである。
林 君夫; 塩沢 周策; 沢 和弘; 佐藤 貞夫; 丸山 創; 小林 紀昭; 福田 幸朔
JAERI-M 89-161, 86 Pages, 1989/10
本報告は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全設計のため、燃料の設計方針、製作性及び総合的健全性評価について述べたものである。燃料は、使用期間中に生じうる種々の劣化を考慮しても健全性を失うことのないよう設計した。燃料の初期(製造時)破損率は十分低い値を達成しており、燃料の製造経験は全炉心装荷を行うのに十分である。本評価は、燃料粒子被覆層の破損、燃料コンパクト、燃料棒及び燃料体の熱的、機械的健全性の点から見て、燃料の総合的健全性が十分確保できることを示した。
反応度安全研究室; NSRR管理室
JAERI-M 89-097, 155 Pages, 1989/08
本報告書は、1985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、6回の燃料設計パラメータ実験(ステンレス鋼被覆燃料実験2回、照射済被覆管燃料実験2回、長尺燃料実験2回)、6回の欠陥燃料実験(擦過腐食燃料実験)、7回の燃料損傷実験(燃料溶融実験3回、冷却性実験2回、FP測定実験2回)、9回の特殊燃料実験(混合酸化物燃料実験7回、ガドリニア入燃料実験2回)、その他の実験16回(破壊力測定実験6回、変形量測定実験5回、音響測定実験3回等)、1回しの高温高圧力カプセル実験、及び2回の燃料挙動可視実験の総計48回である。
柳澤 和章; 山崎 利; 間 修三*
JAERI-M 89-055, 19 Pages, 1989/05
原子炉安全性研究炉(NSRR)にて従来使用されて来た燃料棒内圧検出器に改良を加えた。その結果、従来と同一の燃料棒内圧リーク率を保持しながら、燃料組立作業の単純化に成功し、かつその作業量を従来の1/24に短縮することにも成功した。また、改良を行った内圧検出器に差動トランス型軸方向伸び検出器を併用しRIAの様な急激な過渡運転下でもそれらが破損検出器として使用可能かどうかの実験的検証を遂行した。その結果、燃料の破損に伴う燃料棒内の圧力の急激な減少及び破損に伴う軸伸びの急激な減少(ONCHI効果)を同一燃料棒の同一時刻に於いて検出できた。すなわち、本実験の範囲内に於いては、改良を行った内圧検出器及び燃料被覆の軸伸び検出器は燃料破損モニタとしてRIA条件下でも十分に利用可能であることを明らかにした。
丹沢 貞光; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(1), p.23 - 32, 1986/01
被引用回数：2 パーセンタイル：29.31(Nuclear Science & Technology)本報告書は、反応度事故条件下における浸水燃料の破裂による周辺燃料及びチャンネル・ボックスに対する影響を究明するために行ったインパイル実験及び解析の結果について述べたものである。流路管内で健全な燃料に囲まれた浸水燃料は、反応度事故時の出力の急上昇を模擬するために原子炉安全性研究炉(NSRR)で照射された。その結果、浸水燃料の破裂によって生ずる圧力パルスは、周辺燃料に対し殆ど機械的な影響を与えないが、流路管を膨らます原因となることが明らかになった。さらに、破裂領域での冷却水の排除は、周辺燃料の冷却を悪化し、破損しきい値を低減させた。また、STEALTH-Jコードを用いた2次元の解析により、落下した制御棒近傍の浸水燃料を含むBWRのチャンネル・ボックスが、圧力パルスにより変形し、その場所の制御棒の通路を塞ぐ可能性があることが明らかになった。
柳澤 和章
JAERI-M 85-196, 52 Pages, 1985/12
ハルデン炉内に設置したBWR型軽水ループを用いて、燃焼度5.6MWd/kgUまで予備照射した8X8BWR燃料棒を出力急昇したところ、燃料棒の直径が局所的に大きくふくらむPCIとは異なるふるまいを生じ、破損した。この破損原因究明の結果、次の事が明らかになった。(1)燃料被覆の大きな膨らみは、被覆表面の0
-180方向に流線形に生成した高温酸化物であった。(2)局所的な高温化で軟化した被覆材は、冷却対外圧:7MPaにより、ペレット境界面にあるチャンファー(両面取り)空間内へ押しつぶされた。(3)局所的に著しい酸化が生じた所には、計装機器のトランスフォーマーと燃料棒があった。両者の間の冷却材流路面積は僅かであった。この冷却材流量不足は、予備照射中に生じていた燃料棒の曲りにより更に著しくなった。これが、局所的な流路閉鎖とそれによる被覆管の高温化を発生させた原因であると考えられる。
