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論文

Effects of ballooning and rupture on the fracture resistance of Zircaloy-4 fuel cladding tube after LOCA-simulated experiments

湯村 尚典; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 120, p.798 - 804, 2018/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To investigate the relationship between the fracture resistance of a cladding tube and the amount of deformation of the cladding tube due to ballooning and rupture during a loss-of-coolant accident (LOCA), four-point-bending tests were performed using non-irradiated Zircaloy-4 cladding tubes which experienced a LOCA-simulated sequence (ballooning, rupture, high temperature oxidation and quench). According to the obtained results, it was found that the maximum bending stress of the cladding tube after the LOCA-simulated sequence, which was defined as the fracture resistance, correlated to the average thickness of prior-$$beta$$ layer in the cladding tube. Based on the average thickness of prior-$$beta$$ layer, the fracture resistance of the cladding tube with ballooning and rupture was expressed as functions of isothermal oxidation time and temperature and the maximum circumferential strain on the cladding tube.

論文

Application of Bayesian optimal experimental design to reduce parameter uncertainty in the fracture boundary of a fuel cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.

論文

Uncertainty quantification of fracture boundary of pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Nuclear Engineering and Design, 331, p.147 - 152, 2018/05

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

To quantify the fracture boundary uncertainty for non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimens under loss-of-coolant accident conditions at a light-water reactor, data from integral thermal shock tests obtained by an earlier study are analyzed statistically and the fracture boundary is estimated in terms of probability, as follows. First, a method is proposed to obtain the specimens' fracture probability curve as a function of equivalent cladding reacted (ECR) and initial hydrogen concentration using Bayesian inference with a generalized linear model. A log-probit model is used, modified to reflect the effect of the initial hydrogen concentration on the fracture boundary and the ECR evaluation uncertainty, and scaled to improve convergence. Second, using the modified log-probit model, it is shown that the boundary representing a 5% fracture probability with 95% confidence for the pre-hydrided cladding tube sample is higher than 15% ECR, for initial hydrogen concentrations of up to 800 wppm.

論文

The Effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains ($$varepsilon$$s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress ($$sigma$$). The divided maximum circumferential strains, ${it k}$s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The ${it k}$s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected ${it k}$s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below $$sim$$1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as $$varepsilon$$ multiplied by $$sigma$$. From the results obtained in this study, it was suggested that $$varepsilon$$ and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using $$sigma$$, $$varepsilon$$ and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.

報告書

Zircaloy-4の高温酸化挙動に及ぼす固体ホウ酸の影響

小宮山 大輔; 天谷 政樹

JAEA-Research 2016-013, 20 Pages, 2016/08

JAEA-Research-2016-013.pdf:6.05MB

PWRの冷却材喪失事故(LOCA)において、流路の閉塞等により燃料棒の冷却が十分に行われない場合、燃料被覆管表面に冷却材中のホウ酸が析出する可能性が考えられる。通常運転温度域では、実機での実績からホウ酸水はZircaloy-4の酸化挙動に影響を及ぼさないと考えられるが、LOCAを想定した高温域におけるホウ酸とZircaloy-4との反応に係る知見は十分に得られていない。本研究では、固体ホウ酸を載せたZircaloy-4の板材を900$$^{circ}$$Cまでの温度及び複数の雰囲気で酸化させることにより、固体ホウ酸の高温時挙動、ホウ酸とZircaloy-4との反応の有無、及びホウ酸がZircaloy-4の酸化挙動に及ぼす影響を調べた。実験結果から、高温酸化雰囲気においてZircaloy-4表面に固体ホウ酸の脱水により生成する無水ホウ酸が存在すると、この無水ホウ酸がZircaloy-4と雰囲気との接触を断つことでZircaloy-4の酸化を抑制することが示唆された。また、酸化膜付きZircaloy-4の表面に固体ホウ酸が付着し高温まで加熱された場合は、形成している酸化膜の空隙に無水ホウ酸が浸透することでその後の酸化を抑制することがうかがえた。

論文

The Effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube-under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(1), p.112 - 122, 2016/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate the effect of oxidation and crystal phase condition on the ballooning and rupture behaviors of cladding tube under simulated loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions, laboratory-scale experiments were performed in which internally pressurized non-irradiated Zircaloy-4 (Zry-4) cladding specimens were heated to burst in steam and argon gas conditions. Values of the maximum circumferential strain were normalized by dividing them by engineering hoop stress at the time of rupture. The dependence of the normalized value on burst temperature and the relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening were evaluated. The correlation between the normalized value and the burst temperature suggested that the fraction of the $$beta$$ phase in Zry-4 cladding specimens affected the strain in the specimens and the oxidation of specimens suppressed the amount of ballooning of the specimens. The relationship between the normalized value and the length, width and area of rupture opening indicated that the length, width and area of rupture opening depended on the crystal phase condition in Zry-4 cladding specimens irrespective of atmosphere in the case of the heating rate of $$sim$$3 K/s.

報告書

冷却材喪失事故時の被覆管延性低下に及ぼす冷却時温度履歴の影響

宇田川 豊; 永瀬 文久; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-020, 40 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-020.pdf:4.63MB

急冷開始温度及び急冷前の冷却速度がLOCA時の被覆管延性低下に及ぼす影響を調べることを目的とし、未照射PWR用17$$times$$17型ジルカロイ-4被覆管から切り出した試料を水蒸気中、1373及び1473Kで酸化し、ゆっくりと冷却(徐冷)してから急冷した。試験条件のうち、徐冷の速度を2$$sim$$7K/s、急冷開始温度を1073$$sim$$1373Kの範囲で変化させて複数の試験を行い、冷却条件の異なる試料を得た。酸化,急冷した試料に対しリング圧縮試験,ミクロ組織観察,ビッカース硬さ試験を実施した。急冷開始温度低下に伴い、金属層中に析出する$$alpha$$相の面積割合が大幅に増加し、被覆管の延性が明確に低下した。徐冷速度の減少に伴い、析出した$$alpha$$相の単位大きさ及び硬さの増大が生じたが、面積割合及び被覆管の延性はほとんど変化しなかった。析出$$alpha$$相は周りの金属層より硬く、また酸素濃度が高いことから、その延性は非常に低いと考えられる。したがって、析出$$alpha$$相の面積割合増大が、急冷開始温度低下に伴う延性低下促進の近因である。

報告書

ジルカロイ-4とMDAの機械特性に及ぼす水素吸収と中性子照射の影響(共同研究)

永瀬 文久; 菅野 光照*; 小澤 正明*; 小松 和志*; 古田 照夫*

JAERI-Research 2001-008, 61 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-008.pdf:2.62MB

水素吸収及び中性子照射が軽水炉高燃焼度燃料被覆管の機械的特性に及ぼす影響に関し系統的な知見を得るために、さまざまな水素濃度を有するジルカロイ-4とMDA被覆管をJMTRにて照射し、引張試験を実施した。水素濃度範囲は10~140wtppmとした。照射量は1.1~3.6$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E>1MeV)であった。293及び633Kにおける試験により、水素濃度及び照射量に依存する機械特性の変化が調べられた。それらの変化は、ジルカロイ-4とMDAではほぼ同等であった。いずれの試験温度でも、800wtppm以上の水素濃度を有し照射された被覆管は、著しく小さな破断伸びを示すことがあった。このような破断伸びの著しい低下は、水素吸収量や照射量からは予想されない。本試験結果は、非常に高い水素濃度を有する照射被覆管において、水素吸収と照射の重畳的な影響を考慮する必要があることを示唆している。

報告書

水素添加ジルカロイ-4燃料被覆管の620Kにおける高速加圧バースト試験

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Research 2000-046, 31 Pages, 2000/12

JAERI-Research-2000-046.pdf:3.72MB

RIA条件下における高燃焼度燃料棒の破損挙動を調べるために、水素を添加した被覆管に対する高速加圧バースト試験を620Kで実施した。本試験は、NSRRパルス照射時に高燃焼度燃料棒で生じる急激なPCMIを模擬するものである。水素濃度と半径方向の水素化物分布を変えた非照射Zry-4管を、最大加圧速度0.2MPa/msで加圧し破裂させた。試験の結果、被覆管は昇圧開始後400ms以内に破裂した。高燃焼度燃料被覆管を模擬し被覆管外面に水素化物を集積させた被覆管は、試験の比較的早い段階に破裂し、破裂圧力は相対的に低下した。また、水素化物集積する領域の厚さが100$$mu$$mを超える被覆管では、周方向残留ひずみは非常に小さく、1.1~2.8%であった。本試験の結果は、620Kにおいても、被覆管外面への水素化物集積が、パルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損挙動に重要な役割を果たすことを示している。

報告書

室温における水素吸収ジルカロイ-4燃料被覆管の高速加圧バースト試験

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛

JAERI-Research 98-064, 25 Pages, 1998/11

JAERI-Research-98-064.pdf:2.17MB

高燃焼度軽水炉燃料棒のRIA条件下における破損挙動を調べるために、NSRRパルス照射時に生じるPCMIを模擬し被覆管を急速加圧できる装置を製作した。最初の実験として、室温で水素吸収Zry-4管に内圧を最大1.9MPa/msの高速で負荷するバースト試験を行った。その結果、水素吸収被覆管には、NSRR実験で見られた破損と酷似した軸方向に長い破損開口が生じた。さらに、破損挙動に及ぼす水素の影響が明瞭に観察された。円周方向の残留ひずみ量は、水素濃度が高いほど明確に低下した。また、水素化物を被覆外表面に偏析させた試料は、極めて小さなひずみ量で破裂し、破裂圧力も相対的に低かった。一方、加圧速度の及ぼす影響は比較的小さかった。NSRR実験等で見られたパルス照射時の高燃焼度燃料棒の破損が、被覆管の水素吸収と外面への水素化物偏析と深く関連していることが示された。

報告書

高温における銀とジルカロイ-4の反応性

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫

JAERI-M 92-179, 31 Pages, 1992/11

JAERI-M-92-179.pdf:2.66MB

ジビアアクシデント時におけるPWR用銀-インジウム-カドミウム制御棒合金とジルカロイの反応は、集合体溶融に大いに影響を及ぼすし、著者らはジルカロイ-4と制御棒合金の反応を調べすでに報告をした。この複雑な反応系のメカニズムを探るために、合金の主成分である銀とジルカロイ-4を、アルゴン中1273~1473Kで等温加熱しジルカロイの溶解挙動を調べた。本実験の結果と制御棒を用いた試験の結果を比較し、インジウムの寄与を考察した。反応速度は制御棒合金を用いた反応と同様に、試験温度の上昇とともに増大したが、低温側で制御棒材/ジルカロイ反応に比べて小さかった。この差は主に銀と制御棒合金の融点の差によるものと考えられる。1473Kでは2つの反応速度はほぼ同等であった。反応時間の経過に伴うジルカロイの肉厚減少はほぼ2乗則に従った。各温度での反応速度定数と見かけの活性化エネルギ580.8kJ/molを求めた。

論文

Hydrogen generation during cladding/coolant interactions under reactivity initiated accident conditions

更田 豊志; 藤城 俊夫

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, p.271 - 277, 1991/00

反応度事故条件下では被覆管と水蒸気の反応によって、急激に水素が発生することが考えられる。発生した水素気泡は冷却材流動上の問題などを引き起こす可能性がある一方、事故発生直後のランアウト出力抑制に強い効果を持つことが予測される。そこで反応度事故時の水素発生挙動を調べるために、PWR型燃料棒を用いてNSRRでパルス的な中性子照射を行い、ボイド計によって水素発生量の過渡変化を測定するとともに、照射後の被覆管の酸化状態を調べることによって、総水素発生量を評価した。短時間での大量の水素発生が測定され、冷却材流動やランアウト出力抑制に大きな影響があることが明らかとなった。また総発生水素量は被覆管の欠陥状態に強く依存することがわかった。更に、LOCA条件に対して開発されたPRECIP-IIコードを用いて解析を行い、比較的緩やかな条件には同コードが適用可能であることを示した。

論文

High-temperature oxidation kinetics of Zircaloy-4 in oxygen/argon mixtures

上塚 寛; P.Hofman*

Journal of Nuclear Materials, 168, p.47 - 57, 1989/00

 被引用回数:17 パーセンタイル:14.6

被覆管試験片を用いた等温酸化試験によって、酸素/アルゴン混合気中におけるジルカロイ-4の反応速度を1173~1773Kの温度範囲で調べた。1173Kにおける酸化反応は3乗則に従った。一方、1273K以上の試験温度での反応則は2乗則であった。反応速度定数の温度依存性の不連続が1273Kと1373Kの間で認められた。この不連続はZrO$$_{2}$$反応層の結晶構造が同素変態することに起因するものであろう。酸化による重量増加、酸化膜の成長さらに酸化膜+酸素安定化$$alpha$$相の成長速度式を決定した。

論文

Zircaloy-4 oxidition behavior in steam-hydrogen and steam-argon mixtures from 1000 to 1500$$^{circ}$$C

上塚 寛; 大友 隆; 川崎 了

Severe Accidents in Nuclear Power Plants, Vol. 2, p.99 - 108, 1988/00

軽水炉の炉心損傷事故条件下の燃料被覆管の酸化挙動を明らかにするために、水蒸気/水素およびアルゴン/水蒸気混合気中でのジルカロイ-4高温酸化試験を実施した。

報告書

正方晶ZrO$$_{2}$$を含むジルカロイ酸化膜の特性; ジルカロイ-4管の酸化膜

本橋 治彦; 古田 照夫

JAERI-M 83-132, 15 Pages, 1983/08

JAERI-M-83-132.pdf:0.66MB

ジルカロイ-4管が水素・水蒸気の混合気流中、1000$$^{circ}$$Cで酸化した時に生成する層状酸化膜の特性を20$$^{circ}$$C~1300$$^{circ}$$Cの温度でX線回折法により調べた。室温におけるX線回析図形の解析から、正方晶ZrO$$_{2}$$を含む層状酸化膜中の単斜晶ZrO$$_{2}$$は340$AA$の小さな結晶子となり0.03%の大きな格子歪を持ちそして111の格子面間隔が標準物質より0.7%大きくなっていることを明らかにした。また高温X線回折から正方晶ZrO$$_{2}$$を含む層状酸化膜中の単斜晶ZrO$$_{2}$$はゆるやに相変化を起こすことがわかった。この相変化の起こる温度は正方晶ZrO$$_{2}$$を含まない酸化膜中の単斜晶ZrO$$_{2}$$の相変化温度より低くなっている。これらの事実から正方晶ZrO$$_{2}$$を含む層状酸化膜の生成は酸化膜の結晶子の微細化と大きな格子歪か生じる事と相関性があることを明らかにした。

報告書

高温で酸化されたジルカロイ管上に生成する層構造酸化膜

本橋 治彦; 古田 照夫

JAERI-M 82-005, 14 Pages, 1982/03

JAERI-M-82-005.pdf:0.69MB

軽水炉用燃料被覆管ジルカロイ-4を1000$$^{circ}$$Cおよび1050$$^{circ}$$Cで水蒸気-水素混合ガス気流中で酸化させ、表面に生成された酸化膜の特性について、X線回折法によって調べた。試料表面には混合ガスの組成によって、2種類の酸化膜、即ち単斜晶ZrO$$_{2}$$から成る単層および単斜晶・正方晶ZrO$$_{2}$$とZrOからなる多層の酸化膜が生成される。単層の酸化膜が形成される場合の酸化速度は、放物線則に従っているが、多層酸化膜の場合は、酸化の初期において直線則に従っている。また多層酸化膜が形成される時、ジルカロイ中には多量の水素が吸収されている。多層酸化膜は、表面付近で単斜ZrO$$_{2}$$、中間層では単斜晶と正方晶ZrO$$_{2}$$がそして酸化膜と金属との界面ではZrOによって構成されている。正方晶ZrO$$_{2}$$は酸化時間の増加と共に単斜晶ZrO$$_{2}$$へと変化していることも認められた。

論文

Embrittlement of Zircaloy-4 due to oxidation in environment of stagnant steam

上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(2), p.158 - 165, 1982/00

 被引用回数:14 パーセンタイル:19.35(Nuclear Science & Technology)

軽水炉の冷却材喪失事故時に生ずると予想される内面酸化によるジルカロイ被覆管の脆化挙動を明らかにするために、破裂被覆管内部の雰囲気状態を模擬した滞留水蒸気雰囲気中においてリング状ジルカロイ-4試片を890~1194$$^{circ}$$Cの温度範囲で等温酸化した。その結果、滞留水蒸気雰囲気中で酸化したジルカロイ-4の脆化は主に吸収水素量に影響されることが明らかになった。100$$^{circ}$$Cにおけるリング圧縮試験で、約500wt.ppm以上の水素を吸収したジルカロイ試片は脆性を示した。本実験の結果は、著しい脆化の原因となる破裂被覆内面における水素吸収が破裂被覆内部の雰囲気状態と強く関係しているという前報で報告した考え方を指示するものである。

論文

Effects of rod pre-pressurization on light water reactor fuel behavior during reactivity accident conditions

斎藤 伸三; 石島 清見; 塩沢 周策; 岩田 耕司

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.289 - 306, 1982/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:29.54(Nuclear Science & Technology)

反応度事故条件下において燃料棒の初期加圧が燃料挙動に及ぼす影響をNSRR炉を用いて調べた。実験では常温常圧の水を封入したカプセルにPWR型の試験燃料を収め、パルス運転により急速加熱した。その結果、初期内圧0.8MPa以上の燃料棒は内圧による被覆管の破裂によって破損し、そのしきい値は初期内圧の増加と共に低下した。その際、被覆管の破裂は主にその温度上昇によって支配され、過渡時の燃料棒内圧の上昇は比較的小さく支配的因子とはならないことが知れた。また、本実験結果より評価した被覆管の歪速度は1.0sec$$^{-}$$$$^{1}$$以上となり、LOCA時の値に比してかなり大きいが、破裂圧力-破裂温度、破裂時の歪量-温度の関係はLOCA条件を模擬した炉内及び炉外実験の結果と良く一致した。

報告書

LOCA時内面酸化によるジルカロイ被覆管の脆化; 模擬燃料棒による内面酸化実験,1

上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了

JAERI-M 9445, 37 Pages, 1981/04

JAERI-M-9445.pdf:1.82MB

軽水炉のLOCA時に燃料被覆管が破裂した場合に生じる内面酸化による披覆管脆化挙動を明らかにするために、水蒸気流中で模擬燃料棒破裂・酸化実験を行った。その結果、内面酸化した燃料被覆管の脆化は被覆中に吸収された水素による水素脆化であることが明らかになった。100$$^{circ}$$Cにおけるリング圧縮試験の結果、ジルカロイ被覆管は酸化温度が1000$$^{circ}$$C以上の場合、吸収水素量200$$sim$$300w.T.Ppm以上で脆化することがわかった。酸化温度が932$$sim$$972$$^{circ}$$Cの場合には500$$sim$$750w.T.Ppm以上で脆化していた。被覆中に吸収された水素はprior-$$beta$$結晶粒界近傍に1$$mu$$m以下の微細な水素化物として析出していた。破裂開口中心から軸方向に15$$sim$$45mm離れた位置に水素吸収のピークがあった。水素吸収のピーク位置が酸化条件の違いによって変化することから内面酸化に伴う被覆中への水素吸収は内面の雰囲気、特に水素と水蒸気の体積比(V$$_{H}$$$$_{2}$$/V$$_{H}$$$$_{2}$$$$_{O}$$)に影響されると考えられる。

論文

Zircaloy-4 cladding embrittlement due to inner surface oxidation under simulated LOCA condition

上塚 寛; 古田 照夫; 川崎 了

Journal of Nuclear Science and Technology, 18(9), p.705 - 717, 1981/00

 被引用回数:35 パーセンタイル:4.86(Nuclear Science & Technology)

軽水炉のLOCA時に燃料被覆管が破裂した場合に生じる内面酸化による被覆管脆化挙動を明らかにするために、水蒸気流中で模擬燃料棒破裂・酸化実験を行なった。 その結果、内面酸化した燃料被覆管の脆化は被覆中に吸収された水素による水素脆化であることが明らかになった。100$$^{circ}$$Cにおけるリング圧縮試験の結果、ジルカロイ被覆管は酸化温度が1000$$^{circ}$$C以上の場合、吸収水素量200~300wt.ppm以上で脆化することがわかった。 酸化温度が932~972$$^{circ}$$Cの場合には500~750wt.ppm以上で脆化することがわかった。 被覆中に吸収された水素はprior-$$beta$$結晶粒界近傍に1$$mu$$m以下の微細な水素化物として析出していた。 破裂開口中心から軸方向に15~45mm離れた位置に水素吸収のピークがあった。 水素吸収のピーク位置は酸化温度と水蒸気流速の違いによって変化した。

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