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論文

Behavior of high-burnup LWR-MOX fuel under a reactivity-initiated accident condition

谷口 良徳; 宇田川 豊; 三原 武; 天谷 政樹; 垣内 一雄

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.551 - 558, 2019/09

A pulse-irradiation test CN-1 on a high-burnup MOX fuel with M5$$^{TM}$$ cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Although the transient signals obtained during the pulse-irradiation test did not show any signs of the occurrence of PCMI failure, the failure of the test fuel rod was confirmed from the visual inspection carried out after test CN-1. Analyses using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS were also performed in order to investigate the fuel behavior during normal operation and pulse-irradiation regarding the test fuel rod of CN-1, and the results were consistent with this observation result. These experimental and calculation results suggested that the failure of test fuel rod of CN-1 was not caused by hydride-assisted PCMI but high-temperature rupture following the increase in rod internal pressure. The occurrence of this failure mode might be related to the ductility remained in the M5$$^{TM}$$ cladding owing to its low content of the hydrogen absorbed during normal operation.

論文

Corrosion behaviour of FeCrAl-ODS steels in nitric acid solutions with several temperatures

高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10

事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60$$^{circ}$$C, 80$$^{circ}$$C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。

論文

Oxidation kinetics of Zry-4 fuel cladding in mixed steam-air atmospheres at temperatures of 1273 - 1473 K

Negyesi, M.; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 54(10), p.1143 - 1155, 2017/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:58.67(Nuclear Science & Technology)

This paper deals with the oxidation behavior of Zry-4 nuclear fuel cladding tubes in mixed steam_air atmospheres at temperatures of 1273 and 1473 K. The main goal is to study the oxidation kinetics of Zry-4 fuel cladding in dependence on the air fraction in steam in the range from 0 up to 100%. The purpose of this study is to provide experimental data suitable for an oxidation correlation applicable for thermomechanical analysis codes of nuclear power reactor under severe accidents. The influence of the air addition in steam on parameters of Zry-4 kinetic equation has been quantified using the results of weight gain measurements. At 1273 K, both pre-transient and post-transient regimes were treated. The results of weight gain measurements showed a strong dependence of the Zry-4 oxidation kinetics on the air fraction in steam, especially at 1473 and at 1273 K in the post-transient regime.

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:7 パーセンタイル:66.89(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

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。

論文

Oxidation kinetics of low-Sn Zircaloy-4 at the temperature range from 773 to 1573 K

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.213 - 219, 2003/04

 被引用回数:58 パーセンタイル:96(Nuclear Science & Technology)

さまざまな冷却材喪失事故条件に適用できる酸化速度式を評価するため、773$$sim$$1573Kという広い温度範囲において低スズ・ジルカロイ-4被覆管の等温酸化試験を行った。1273$$sim$$1573Kでは調べた時間範囲について、773~1253Kでは900sまでの時間範囲について、酸化は2乗則に従った。一方、1253K以下での長時間酸化は、3乗則でよりよく表されることが明らかになった。重量増加に関し2乗則あるいは3乗則定数を評価し、それらの温度依存性を表すアレニウスタイプの式を求めた。3乗則から2乗則への変化及び酸化速度定数の温度依存性に見られる不連続性は、ZrO$$_{2}$$の相変態によるものであることが示された。

報告書

低温プラズマ存在下における被覆管材の水素透過挙動の評価

小河 浩晃*; 木内 清

JAERI-Research 2002-037, 48 Pages, 2002/12

JAERI-Research-2002-037.pdf:2.57MB

革新的軽水炉燃料被覆管材の長期健全性にかかわる水素-金属相互作用に関する基礎検討として、原研開発材25Cr-35Ni系合金とNbライナー材、及び、比較材として従来被覆管仕様ステンレス鋼,現用軽水炉被覆管材ベース金属Zr、及びNiの5つの材料間の水素透過挙動の違いを、放射線励起効果の観点から基礎評価した。RF駆動型低温プラズマ源を用いた励起水素透過試験装置を整備して、同一水素分圧で低温プラズマと熱平衡の水素透過の温度依存性及び電場のバイアス効果等を解析した。低温プラズマ励起による水素透過の促進傾向が全材料の中低温領域に見られ、約530K以下の低温側の水素透過挙動は水素-欠陥相互作用に伴い変化した。NbはZrのような水素化物脆化を生じずに多量に水素が固溶出来る水素ゲッター材としての適性が確認された。電場効果では、電子引き込み条件に依存した水素透過能の増大傾向を示し、表面直上の低速電子励起効果の重要性が確認された。水素溶解の新モデルを構築して材料間の励起水素透過の促進傾向の違いを評価した。

報告書

温度遷移による高燃焼度PWR燃料被覆管の機械特性変化

永瀬 文久; 上塚 寛

JAERI-Research 2002-023, 23 Pages, 2002/11

JAERI-Research-2002-023.pdf:1.94MB

軽水炉の異常過渡や事故時の燃料棒健全性を評価するための基礎データを得ることを目的に高燃焼度PWR燃料被覆管を673~1173Kで0~600s間加熱し、室温においてリング引張試験を実施した。試験の結果から、加熱温度と加熱時間に依存した被覆管強度と延性の変化が明らかになった。温度遷移による機械特性の変化は、主に、照射欠陥の回復,ジルカロイの再結晶,相変態,それらに伴う水素化物析出形態の変化に対応しているものと考えられる。また、未照射被覆管との比較により、高温においても短時間では照射の影響が消失しない可能性が示された。合わせて、高燃焼度PWR被覆管の半径方向水素濃度分布を測定し、被覆管外表面部で約2400wtppmという高濃度の水素を検出した。このような高濃度の水素集積は、高燃焼度PWR燃料被覆管の延性低下や加熱後の延性変化と密接に関連すると考えられる。

報告書

高性能燃料被覆管材質の研究; 平成11~12年度(フェーズ1)報告書(共同研究)

木内 清; 井岡 郁夫; 橘 勝美; 鈴木 富男; 深谷 清*; 猪原 康人*; 神原 正三; 黒田 雄二*; 宮本 智司*; 小倉 一知*

JAERI-Research 2002-008, 63 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-008.pdf:7.85MB

本研究は、平均燃焼度100GWd/tを目指したABWR用の超高燃焼度MOXを念頭にした「高性能燃料被覆管材質の研究」のフェーズ1である。フェーズ1は、平成10年度に実施した基礎調査結果を踏まえて、平成11年度と平成12年度の2年間にわたり実施した。フェーズ1では、現用Zr系合金の使用経験データを解析して、超高燃焼度化にかかわる長期耐久性の支配因子を摘出及び高性能被覆管の要求特性に照らして耐食合金間の相互比較,フェーズ2の中性子照射試験等の基礎評価試験用候補材の選定を行った。

論文

Fuel behavior in simulated RIA under high pressure and temperature coolant condition

丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04

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

軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。

報告書

反応度事故条件下における燃料破損挙動に及ぼす冷却材サブクール度の影響,1; NSRRにおける冷却材温度パラメータ実験

丹沢 貞光; 石島 清見

JAERI-M 91-183, 31 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-183.pdf:0.99MB

本報告書は、NSRRにおけるパラメータ実験の1つである冷却材温度パラメータ実験の結果についてまとめたものである。本実験は、初期冷却材温度を60$$^{circ}$$C及び90$$^{circ}$$Cと標準冷却材条件における実験の場合と比べて高めることにより、初期冷却材サブクール度の違いに基く被覆管表面の熱伝達の相違が燃料破損挙動に及ぼす影響を調べることを目的としている。これまでの実験から、冷却材のサブクール度が低下すると、被覆管表面での熱伝達が悪くなることにより、標準冷却材条件における実験の場合と比較して、同一発熱量に対する被覆管表面の温度上昇は初期冷却材の温度差以上に大きくなることが確認でき、その結果、破損しきい値が低下すること等が明らかになった。

報告書

高温におけるジルカロイ被覆管とインコネル製スペーサーグリッドの反応性

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛; 古田 照夫

JAERI-M 90-165, 35 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-165.pdf:3.39MB

PWRのシビアアクシデントにおける燃料被覆管とスペーサーグリッドの反応を調べるために、ジルカロイ-4管とインコネル-718製スペーサーを組み合わせた試験片を作製し、1248~1673Kの温度範囲で等温反応実験を行なった。アルゴン雰囲気中の試験では、1248Kでジルカロイとインコネルの接触点において共晶反応が観察された。高温ほど反応の進行は速く、1373Kで300秒間反応させた試験片の接点周囲では、厚さ0.62mmのジルカロイ-4管の肉厚全てが反応した。一方、酸素雰囲気中の試験のうち、1473K以下の温度では共晶反応は観察されなかった。1573Kと1623Kでは接触点において反応が生じた形跡が見られたが、ジルカロイ管の肉厚減少は観察されなかった。酸素が十分に供給される条件では、ジルカロイ被覆管とインコネル・スペーサーグリッドの間で共晶反応が進行する可能性は小さい。

報告書

挫屈した被覆等ギャップ寸法の変化が燃料棒内の温度、熱流束分布に与える効果の解析

星屋 泰二; 染谷 博之; 山口 昇*; 原山 泰雄

JAERI-M 89-199, 35 Pages, 1989/12

JAERI-M-89-199.pdf:1.0MB

燃料ペレットの被覆内での偏心、あるいは燃料被覆のovalityなどによる変形があると、燃料棒内のギャップ寸法は周方向に変化する。ギャップ寸法の変化に伴うギャップ熱伝達の局所的変化が燃料棒内温度、熱流束に与える影響を評価可能な評価式を導いた。その結果の一つとして、燃料ペレットの被覆内偏心を含めギャップ寸法が周方向に変化する場合でも、平均ギャップ熱伝達率はnominalギャップ寸法の熱伝達率と見なしてもよいことが分った。

論文

BWR loss-of-coolant accident tests at ROSA-III with high temperature emergency core coolant injection

中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二

Journal of Nuclear Science and Technology, 25(2), p.169 - 179, 1988/02

沸騰水型原子炉(BWR)の冷却材喪失事故(LOCA)に於いて、緊急炉心冷却装置(ECCS)の炉心冷却性能に対する、注入冷却材(ECC)温度変化の効果を、ROSA-III総合実験装置を用いて実験的に調べた。その結果、ECCは、注入温度に依らず炉心に到達する前にほぼ飽和となり、ECCSの炉心冷却性能には直接影響を与えなかったものの、間接的には、圧力の変化に対する影響を通して熱水力挙動にいくつかの変化を与えた。それらは、ECCSの破断後注入開始時間や注入流量、炉心入口でのフラッディング等である。燃料被覆管最高温度は、大破断(200%)、小破断(5%)共にECC温度変化の影響を受けなかった。

論文

Evaluation of thermocouple fin effect in cladding surface temperature measurement during film boiling

鶴田 隆治; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 21(7), p.515 - 527, 1984/00

 被引用回数:8 パーセンタイル:62.34(Nuclear Science & Technology)

反応度事故時の燃料挙動を調べる上で被覆管表面温度は重要な情報を与えるため、温度測定に付随する熱電対のフィン効果の程度を知る必要がある。本報では、燃料棒が高温となる膜沸騰状態において熱電対のフィン効果を評価するための式を導出し、自然対流ならびに強制対流の場合を例にとってその結果を示した。さらに、種々の太さの熱電対による温度測定実験を行い、酸化膜厚から評価した温度降下が導出した評価式による結果と良く一致することを示した。以上の結果に基づき、自然対流条件下において被覆管温度が1000$$^{circ}$$Cを超える場合、線径0.2mmおよび0.3mmの熱電対(Pt-Pt・13%Rh)による温度降下はそれぞれ約120$$^{circ}$$Cおよび約150$$^{circ}$$Cとなることを示し、また、線径・被覆管温度とともにフィン効果が増し、とりわけ強制対流条件下やクエンチ点近傍のような蒸気膜が薄い場合にフィン効果は大きくなることを確認した。

報告書

中性子照射したジルカロイ-4の高温における機械的性質

上塚 寛; 川崎 了

JAERI-M 83-068, 18 Pages, 1983/04

JAERI-M-83-068.pdf:1.0MB

軽水炉LOCA時におけるジルカロイの脆化挙動に対する中性子照射効果を明らかにするために、JMTRで約1.5$$times$$10$$^{2}$$$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで中性子照射したジルカロイ-4を室温~950$$^{circ}$$Cの温度範囲で引張り試験した。室温~700$$^{circ}$$Cの各試験温度における照射材の引張り強さは非照射材の引張り強さより10~20%大きい値であったが、800~950$$^{circ}$$Cの温度範囲においては、両材の間に強度の差は認められなかった。500$$^{circ}$$C以上の試験温度で、照射材は非照射材より大きな破断伸びを示した。また、800~900$$^{circ}$$Cの各温度で、照射材と非照射材は共に約80%以上の大きな伸びを示した。この著しい伸びはジルカロイの超塑性現象と関連したものである。本実験の結果は軽水炉LOCA時におけるジルカロイ被覆管の脆化挙動におよぼす中性子照射効果は無視できることを示している。

論文

Simulation test on interactions of zircaloy claddings deforming in fuel assembly under LOCA conditions

鈴木 元衛

Journal of Nuclear Science and Technology, 20(6), p.475 - 490, 1983/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Nuclear Science & Technology)

軽水炉の冷却材喪失事故における、燃料集合体のふくれ変形中のジルカロイ被覆管に起きると想定されている熱的・機械的相互作用を調べるために、単一の模擬燃料棒を8本の非加圧外部発熱パイプの中央に置いた破裂試験を行った。その結果、このパイプと接触したふくれ変形中の被覆管の変形・破裂挙動は、単に発熱パイプと被覆管の間の温度差のみならず、ふくれ変形が起きる際の内圧と温度にも依存することが見出された。また観察と解析により、被覆間のフープ引張応力は、ふくれつつある被覆管の接触面に生ずる変曲点において最大となることが見出された。

論文

Zircaloy-UO$$_{2}$$ and -water reactions and cladding temperature estimation for rapidly-heated fuel rods under an RIA condition

塩沢 周策; 斎藤 伸三; 柳原 敏

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(5), p.368 - 383, 1982/05

 被引用回数:9 パーセンタイル:69.58(Nuclear Science & Technology)

反応度事故(RIA)条件下での高温時のジルカロイ被覆管と冷却水及びUO$$_{2}$$燃料との化学反応について、NSRR実験に基づいて金属学的見地から調べた。被覆管-燃料化学反応については、平衡相状態図から説明できることが分った。また、最高被覆管温度の推定方法を金相から吟味した結果、最高温度は1000~1600$$^{circ}$$Cの温度範囲では測定した酸化膜厚から、1600~1950$$^{circ}$$Cの範囲では溶融組織から、そして1950~2400$$^{circ}$$Cでは一旦溶融した$$alpha$$-ジルカロイ中の(U,Zr)O$$_{2}$$$$_{x}$$折出物の体積比から推定できることが知れた。熱電対取付けによって温度場が乱されること及び非常な高温では熱電対が破損してしまうことの理由から、本稿の方法による推定値は熱電対指示値より妥当性がある。本結果は、苛酷な燃料損傷を生じる仮想事故条件下での燃料棒挙動の把握に対しても応用できるものと考えられる。

報告書

冷却材喪失事故条件下での模擬燃料集合体の破裂試験,2; No.7806試験結果

大友 隆; 橋本 政男; 川崎 了; 古田 照夫; 上塚 寛

JAERI-M 9624, 56 Pages, 1981/08

JAERI-M-9624.pdf:3.66MB

軽水炉の冷却材喪失事故時における炉心の流路閉塞量を定量的に推定するための基礎データを得るために、模擬燃料集合体による水蒸気中膨れ破裂試験No.7806を行なった。この実験は、初期圧力20kg/cm$$^{2}$$・蒸気流量0.4g/cm$$^{2}$$min・昇温速度9 $$^{circ}$$C/秒の条件で行ったものである。その結果、以下の知見が得られた。(1)最高圧力は約28kg/cm$$^{2}$$で、破裂圧力は約26kg/cm$$^{2}$$であった。また、その時の破裂温度は885$$sim$$962 $$^{circ}$$Cと考えられる。(2)34%以上膨れた領域の軸方向長さは、大部分の燃料棒で0$$sim$$40mmの範囲であり他の条件に比べて短かい。(3)集合体全体(7$$times$$7)の流路閉塞量の最大値は36.2%である。しかし、温度分布が比較的均一であると考えられる内部燃料棒(5$$times$$5)に限れば43.4%であった。また、これらの値も他の条件で試験した結果に比べて小さい。

論文

Acceleration of zircaloy-steam reaction rate by deformation under high temperature transient

古田 照夫; 川崎 了

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(3), p.243 - 245, 1980/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:70.49(Nuclear Science & Technology)

軽水炉の冷却材喪失事故において、ジルカロイ被覆管は内圧のためふくれ変形を起した後水蒸気によって著しく酸化される。そこで、変形を与えた後の酸化速度について、ジルカロイ板を使って昇温中に引張変形を与えた後高温酸化させて検討を加えた。変形を与えた場合の酸化膜厚は変形を与えない場合のそれに比べて厚くなり、酸化が加速されることを認めた。また、変形温度が低いほど、そして同じ変形温度では大きな歪が与えられた場合に酸化速度が早くなることも認めた。なお、酸化前の変形は酸化反応の初期にだけ加速効果を与えることも明らかにした。

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