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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
For 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.
月森 和之; 矢田 浩基
Journal of Pressure Vessel Technology, 147, p.031901_1 - 031901_9, 2025/00
被引用回数：0日本では、福島第一原子力発電所の事故以来、原子力プラントに対して厳しい安全対策が取られている。シビアアクシデント時において、放射性物質を内包する危機がそのバウンダリ機能を維持できるか否かが重要な関心事となる。本研究では、高速炉の1時冷却材を内包する容器等のバウンダリを構成する構造部材である鏡板とベローズに着目し、設計を超える過大な圧力を受けた場合の座屈、座屈後変形、さらにバウンダリの貫通破損(バウンダリ機能喪失)までの挙動を検討した。研究は、2013年度に始まり、段階的に進められたが、最終段階として、新たに提案する破損クライテリアの鏡板、ベローズへの適用結果を示すものである。
涌井 隆; 斎藤 滋; 二川 正敏
Materials, 17(23), p.5925_1 - 5925_14, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Physical)照射された材料の延性特性は、その構造的完全性に関連する重要な指標の1つである。これらの特性は、通常、照射環境下で照射された材料に引張試験を実施することによって決定される。押込み試験は、延性特性を簡単かつ迅速に評価するために使用され、Swift型の材料構成方程式の定数は、カルマンフィルターを使用した逆解析によって同定された。胴体された定数を用いて数値引張実験を実施し、公称応力およびひずみ曲線を取得した。さらに、全伸びを評価するための2つの方法を提案した。2つの方法で評価された最小全伸びはともに10%となった。イオン照射された材料の評価結果は、照射された材料の引張試験結果と同様の結果が得られた。
笠原 直人*; 山野 秀将; 中村 いずみ*; 出町 和之*; 佐藤 拓哉*; 一宮 正和*
International Journal of Pressure Vessels and Piping, 211, p.105298_1 - 105298_6, 2024/10
Passive safety structures were applied to next-generation fast reactors, subject to high temperature and low-pressure conditions. In the case of loss-of-heat-removal accidents, high temperature conditions accelerate the creep deformation of structures. When deformation redistributes loadings and reduces stresses at important positions such as coolant boundaries, progression to creep rupture of boundaries can be mitigated. When an excessive earthquake occurs, plastic deformation and buckling become dominant, due to low pressure and, therefore, a thin-wall structure. The above-mentioned failure modes reduce rigidity and natural frequency. When the natural frequency becomes lower than the input frequency, vibration energy is hardly transferred to structures and the subsequent failures of structures, such as collapse and break, are mitigated.
小野田 雄一; 西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
ナトリウム冷却高速炉を対象として、設計想定を超える超高温によって破損や損傷が生じた場合でも、その拡大を抑制する技術を用いて原子炉構造のレジリエンスを向上させる対策を構築するとともに、その対策の有効性を評価した。超高温状態に至る事故進展に対して炉心損傷を防止するには、原子炉容器の加圧防止対策と炉心冷却対策の両方が必要となる。炉心冷却対策として、原子炉容器からの輻射熱伝達を促進しCV外面を自然対流により冷却する炉心冷却概念(CVACS)を構築した。事故進展の不確かさとレジリエンス向上策の成否について検討し、当該対策の有効性を評価する方法としてPRAを活用し、イベントツリーにおける分岐確率を評価して、炉心損傷頻度の低減効果を有効性評価の指標とする方法を構築した。CVACSによる炉心の冷却性を評価するとともに、構造解析及び人間信頼性評価の結果を反映して炉心冷却の成功確率を評価し、超高温に対するレジリエンス向上策の有効性を定量的に評価した。既存の対策に加えてレジリエンス向上策を講じることにより、LOHRSを起因として炉心損傷に至る頻度を従来の1/100程度に低減した。
谷口 良徳; 三原 武; 垣内 一雄; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 195, p.110144_1 - 110144_11, 2024/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)A reactivity-initiated accident (RIA)-simulated test CN-1 on a high-burnup 64 GWd/t mixed-oxide fuel rod sheathed with M5
cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor, resulting in fuel failure. A small opening with slight ballooning deformation characterized the post-test visual appearance of the test fuel rod. Simulation using fuel performance codes FEMAXI-8/RANNS predicted rod survival under early phase loading induced by pellet-cladding mechanical interaction and subsequent boiling transition, and the cladding surface temperature measured online confirmed the occurrence of boiling transition. The experimental observation and simulation indicate that the failure was caused by a high-temperature rupture following increased rod-internal pressure. The RANNS sensitivity analysis revealed that a mechanical state parameter dedicated to predicting plastic instability might be an effective index for evaluating the risk of rupture failure during RIAs.
沢 和弘*; 長谷田 雅也*; 相原 純
日本機械学会論文集(インターネット), 89(921), p.22-00314_1 - 22-00314_6, 2023/05
高温ガス炉(HTGR)では三重等方性(TRISO)被覆燃料粒子が使用されている。高燃焼度まで照射された被覆燃料粒子の被覆層には、核分裂ガスによる圧力と熱分解炭素(PyC)の照射収縮による応力が生じ、破損が生じ得る。高燃焼度下でのTRISO被覆燃料粒子の破損割合を予測するための破損モデルが開発されていた。このモデルにおいては、破損確率はPyCの照射特性に強く依存する。本稿は、この破損モデルの概要及び高燃焼度条件における計算結果を述べるものである。
岡 弘*; 皆藤 威二; 生澤 佳久; 大塚 智史
Nuclear Engineering and Design, 370, p.110894_1 - 110894_8, 2020/12
被引用回数：1 パーセンタイル：8.93(Nuclear Science & Technology)本研究では、実験的に得られた燃料ピン破損データを使用して、高速炉燃料ピンの破損予測における累積損傷和(CDF)での評価の信頼性を評価したものである。EBR-IIでの照射により定常照射中に破損した6本の燃料ピンについてCDFを評価した。照射後試験により、被覆管のクリープ損傷に対するFCMIの寄与は小さく、FPガスを含む内圧応力により評価可能であることがわかった。被覆管温度履歴やFPガスによる内圧上昇を考慮し、炉内クリープ破断式を使用して破損ピンのCDFを評価した結果、破損発生時のCDFは0.7から1.4の範囲であり、定常照射での燃料ピン破損はCDF値が1.0近傍において発生する実績が得られた。本結果により、適切な材料強度と環境効果が考慮された場合、CDF評価は燃料ピン破損の予測にあたって信頼性のある手法であることがわかった。
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.
Li, F.; 三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 57(6), p.633 - 645, 2020/06
被引用回数：3 パーセンタイル：27.12(Nuclear Science & Technology)To better understand the failure limit of fuel cladding during the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) phase of a reactivity-initiated accident (RIA), pre-cracked and hydrided cladding samples with base metal final heat-treatment status of cold worked (CW) and recrystallized (RX) were tested under biaxial stress conditions (axial to hoop strain ratios of 0 and 0.5). Displacement-controlled biaxial-expansion-due-to-compression (biaxial-EDC) tests were performed to obtain the hoop strain at failure (failure strain) of the samples. The conversion of the failure strains to J-integral at failure by finite-element analysis involving data of stress-relieved (SR) cladding specimens from our previous study revealed that the failure limit in the dimension of J-integral at failure unifies the effects of pre-crack depth. About 30 to 50 percent reduction in the J-integral at failure was observed as the strain ratio increased from 0 to 0.5 irrespective of the annealing type, pre-crack depth, and hydrogen content. the rate of fractional decreases of J-integral at failure with increase of hydrogen content are in the order of CW
SRRX, which are essentially independent of strain ratio for the CW and SR samples. The results were incorporated into the failure prediction model of the JAEA's fuel performance code in the form of a correction factor that considers the biaxial loading effect.
内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Li, J.*; Jang, S.*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00548_1 - 19-00548_11, 2020/06
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。
谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05
被引用回数：1 パーセンタイル：8.93(Nuclear Science & Technology)The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.
and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹
Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05
被引用回数：3 パーセンタイル：27.12(Nuclear Science & Technology)This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.
相原 純; 後藤 実; 植田 祥平; 橘 幸男
JAEA-Data/Code 2019-018, 22 Pages, 2020/01
JAEA-Data-Code-2019-018.pdf:1.39MB
Pu燃焼高温ガス炉とは、再処理Puの量を安全に減らすための高温ガス炉である。Pu燃焼高温ガス炉では、PuO-YSZの微小球にZrC層を被覆し、更にSiC-TRISO被覆を施したCFPを用いる計画である。ZrC層の役割は、酸素ゲッターである。主に、このPu燃焼高温ガス炉のCFPにも適用するための現時点で可能な範囲での準備として、高温ガス炉の燃料であるCFPの内圧破損確率評価のための、健全CFPの被覆層の応力計算用コードシステムであるCode-B-2を改良し、Code-B-2.5.2とした。本報告では、Code-B-2.5.2の基礎式を報告する。
宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(12), p.1063 - 1072, 2019/12
被引用回数：8 パーセンタイル：58.81(Nuclear Science & Technology)反応度事故時のペレット・被覆管相互作用により生じる軽水炉燃料の破損に関して、我が国の規制基準改訂の検討に資するため、原子炉安全性研究炉NSRRを用いて得られた近年の研究成果を総括する。これに基づき、現行基準の妥当性及び現行基準に代わりうる新たな判断基準としての燃料破損しきい値とその考え方について議論する。
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 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 cladding owing to its low content of the hydrogen absorbed during normal operation.
佐藤 一憲
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(5), p.394 - 411, 2019/05
被引用回数：12 パーセンタイル：73.30(Nuclear Science & Technology)福島第一3号機の圧力測定システムでは、運転中の蒸発/凝縮を補正するためにその一部に水柱が採用されている。これらの水柱の一部は事故条件下において蒸発し、正しい圧力データが示されていなかった。RPV(原子炉圧力容器), S/C(圧力抑制室)及びD/W(ドライウェル)の各圧力の比較を通し、水柱変化の効果を評価した。これによりRPV, S/C圧力データに対して水柱変化の効果の補正を行った。補正された圧力を用いて、事故進展中のRPV, S/C, D/W間のわずかな圧力差を評価した。この情報を、3号機の水位、CAMS(格納系雰囲気モニタリングシステム)および環境線量率などのデータとともに活用し、RPVおよびPCVの圧力上昇・下降および放射性物質の環境への放出に着目して事故進展挙動の解釈を行った。RPV内およびRPV外の燃料デブリのドライアウトはこれらの圧力低下を引き起こしている可能性がある一方、S/Cからペデスタルに流入したS/C水がペデスタルに移行した燃料デブリによって加熱されたことがPCV加圧の原因となっている。ペデスタル移行燃料デブリの周期的な再冠水とそのドライアウトは、最終的なデブリの再冠水まで数回の周期的な圧力変化をもたらしている。
内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。
内堀 昭寛; 高田 孝; 柳沢 秀樹*; Li, J.*; Jang, S.*
Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), p.1289 - 1294, 2018/11
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。
羽賀 勝洋; 粉川 広行; 涌井 隆; 直江 崇; 高田 弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 55(2), p.160 - 168, 2018/02
被引用回数：5 パーセンタイル：40.11(Nuclear Science & Technology)J-PARCの核破砕中性子源で稼働中の水銀ターゲット容器は、水冷却流路を有する保護容器で水銀容器を覆う薄肉の多重容器構造であり、ステンレス316L鋼を材料に用いている。2015年、陽子ビーム出力500kWで運転中に保護容器から冷却水が滲出する事象が発生したため、原因究明の調査を行った。目視検査、模擬体による試験や解析評価の結果から、製作過程において水銀容器と保護容器を締結するボルト頭部の溶接で生じた大きな熱応力により隣接する拡散接合に欠陥が生じ、更にビーム運転中のビームトリップ毎に付加される繰り返し熱応力による熱疲労で、シール溶接部に欠陥が生じたことが原因と考えられた。このことから、製作過程における溶接部の初期欠陥を排除し、溶接構造部の堅牢性と信頼性を確保する重要性が改めて認識された。次の水銀ターゲット容器は、ワイヤー放電加工による一体構造の部品を多用し、溶接個所を低減するとともに、初期欠陥を排除すべく試験検査を強化するなど大幅な改良を施し製作された。この水銀ターゲット容器のビーム運転は2017年10月から開始される予定である。
