Four-point-bend tests on high-burnup advanced fuel cladding tubes after exposure to simulated LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.782 - 791, 2020/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1724207

To evaluate the fracture resistance of high-burnup advanced fuel cladding tubes during the long-term core cooling period following loss-of-coolant accidents (LOCAs), laboratory-scale four-point-bend tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 84 GWd/t: low-tin ZIRLO, M5, and Zircaloy-2 (LK3). Three four-point-bend tests were performed on the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens subjected to the integral thermal shock tests which simulated LOCA conditions (ballooning and rupture, oxidation in high-temperature steam, and quench). During the four-point-bend tests, all the specimens that were oxidized at 1474 K to 9.9% - 21.5% equivalent cladding reacted exhibited brittle fractures. The maximum bending moments were comparable to those of the conventional Zircaloy cladding tube specimens. Furthermore, the effects of oxidation and hydriding on the maximum bending moment were comparable between the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens and the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Therefore, it can be concluded that the post-LOCA fracture resistance of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to 84 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration in a relatively lower ECR range ( 15%), as observed for the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes.

「2019年度バックエンド週末基礎講座」参加報告

大平 早希

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 27(1), p.34 - 36, 2020/06

https://nuce.aesj.or.jp/jnuce/vol27/Jnuce-Vol27-1-p34-36.pdf

2019年10月19日(土)、20日(日)の2日間、岐阜県多治見市のヤマカまなびパークにてバックエンド週末基礎講座が開催された。本講座は、放射性廃棄物の処理処分などのバックエンドに関連する広範な分野について、基礎的な知識を身につけるとともに、参加者相互の交流の機会を提供することを目的として年1回開催されている。講座には大学や企業などから31名が参加し、6件の講義とグループディスカッションが行われた。講座の前には、希望者を対象に、岐阜県瑞浪市の瑞浪超深地層研究所(日本原子力研究開発機構東濃地科学センター)の地下坑道見学会が併催された。見学会および本講座の概要とグループディスカッションの内容について報告する。

Recent verification activities on probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL4 for reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 宮本 裕平*; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00573_1 - 19-00573_14, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00573

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered a promising methodology in assessing the integrity of structural components in nuclear power plants because it can rationally represent the influence parameters in their probabilistic distributions without over-conservativeness. In Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 (PFM Analysis of Structural Components in Aging LWRs Version 4) which enables the probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock events. Several efforts have been made to verify PASCAL4 to ensure that this code can provide reliable analysis results. In particular, a Japanese working group, which consists of different participants from the industry and from universities and institutes, has been established to conduct the verification studies. This paper summarizes verification activities of the working group in the past two years. Based on those verification activities, the reliability and applicability of PASCAL4 for structural integrity assessments of Japanese RPVs have been confirmed with great confidence.

Dose estimation in the recycling of removed soil for land reclamation

島田 亜佐子; 根本 宏美*; 澤口 拓磨; 武田 聖司

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00569_1 - 19-00569_17, 2020/06

https://doi.org/10.1299/mej.19-00569

福島県内で発生した除去土壌の再生資材を埋戻材として土地造成に再利用した場合の作業者や周辺居住者,土地造成地の利用者の被ばく線量を評価した。土地造成地は、草本または木本が植栽された後、スポーツや森林浴などに利用されることを想定した。木本植栽の場合は、埋戻材から樹木に放射性セシウムが移行することを想定し、埋戻材に加え、放射性セシウムを取り込んだ立木や伐採木、リターフォールにより生成する堆積有機物層からの外部被ばく等について評価を行った。その結果から、年間の被ばく線量が1mSvを超えないためのCsとCs濃度レベルを算出した。加えて、供用期間中の一般公衆の被ばく線量が年間10Svを超えないために必要な覆土の厚さも算出した。さらに、算出された放射能濃度レベルの埋戻材の利用時に、津波や火災、集中豪雨が起こった場合の作業者や一般公衆の被ばく線量が年間1mSvを超えないことを確認した。これらの評価結果に基づき、土地造成に再利用可能な除去土壌の再生資材の放射能濃度を求めた。

よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために,1; 確率論的リスク評価の技術課題

丸山 結; 喜多 利亘*; 倉本 孝弘*

日本原子力学会誌, 62(6), p.328 - 333, 2020/06

発電用原子炉施設, 核燃料施設などの原子力関連施設の安全確保において、確率論的リスク評価(PRA)が重要な役割を担っている。PRAより得られる様々な知見や情報が原子力関連施設の運用に関する意思決定に有用であり、自主的安全性向上活動、新検査制度などにおいて、PRAより得られるリスクの活用もなされている。一方で、PRAの評価技術についても、日本原子力学会標準委員会において、PRA手法を中心とした標準(実施基準)の整備を行うなど段階的に進展している。こういった背景の中で、「よくわかるPRA; うまくリスクを使えるために」と題する連載講座を本稿から7回にわたって開講する。第1回は、原子炉施設及び核燃料施設を対象に、内的事象及び外的事象、レベル1, レベル2及びレベル3、各運転状態(通常運転時や停止時)に対するPRAについて、技術の現状及び応用例、今後の技術課題や研究・開発の方向性について概説する。

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO 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

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107268

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.

Crack growth evaluation for cracked stainless and carbon steel pipes under large seismic cyclic loading

山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021906_1 - 021906_11, 2020/04

https://doi.org/10.1115/1.4045133

Some Japanese nuclear power plants have experienced several large earthquakes beyond the design basis ground motion. In addition, cracks resulting from long-term operation have been detected in piping systems. Therefore, to assess the structure integrity of cracked pipes taking the occurrence of large earthquakes into account, it is very important to establish a crack growth evaluation method for cracked pipes that are subjected to large seismic cyclic response loading. In our previous study, we proposed an evaluation method for crack growth during large earthquakes through experimental study using small specimens and investigation using finite element analyses. In the present study, to confirm applicability of the proposed method, crack growth tests were conducted on both stainless and carbon steel pipe specimens with a circumferential through-wall crack, considering large seismic cyclic response loading with complex wave forms. The predicted crack growth values are in good agreement with the experimental results and the applicability of the proposed method was confirmed.

Improvements on evaluation functions of a probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessels

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021208_1 - 021208_11, 2020/04

https://doi.org/10.1115/1.4045512

In Japan, a probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed for structural integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) events. By reflecting the latest knowledge and findings, the evaluation functions are continuously improved and have been incorporated into PASCAL4 which is the most recent version of the PASCAL code. In this paper, the improvements made in PASCAL4 are explained in detail, such as the evaluation model of warm prestressing (WPS) effect, evaluation function of confidence levels for PFM analysis results by considering the epistemic and aleatory uncertainties in probabilistic variables, the recent stress intensity factor (KI) solutions, and improved methods for KI calculations when considering complicated stress distributions. Moreover, using PASCAL4, PFM analysis examples considering these improvements are presented.

OSCAARコードパッケージの使用マニュアル

安全研究センター リスク評価研究ディビジョン 放射線安全・防災研究グループ

JAEA-Testing 2020-001, 65 Pages, 2020/03

JAEA-Testing-2020-001.pdf:4.42MB

日本原子力研究開発機構安全研究センターは、原子炉事故の確率論的リスク評価(PRA: Probabilistic Risk Assessment)研究の一環として、レベル3PRAコードOSCAARの開発を進めている。OSCAARは、レベル2PRAで得られたソースタームを基に、様々な気象条件に対し、環境に放出された後に拡散・沈着した放射性物質から公衆が受ける被ばく線量、防護措置による被ばく低減効果を考慮した上で、それに起因する健康影響等を確率論的に評価する計算コードである。このOSCAARを基に、Windows上にて、OSCAARの解析実行に加え、入力データファイルの作成、出力データファイルの後処理まで効率良く実施できるOSCAARコードパッケージを整備した。本報告は、OSCAARコードパッケージの使用方法を示したマニュアルである。

燃料被覆管用改良合金の照射成長挙動

垣内 一雄; 天谷 政樹

日本原子力学会和文論文誌, 19(1), p.24 - 33, 2020/03

https://doi.org/10.3327/taesj.J18.047

原子力事業者は、既存の発電用軽水炉のさらなる有効活用と安全性向上等のため、軽水炉燃料被覆管の組成を従来の材料から変更することで外表面腐食量や水素吸収量の抑制を図った改良型Zr燃料被覆管合金の開発を進めてきている。この改良合金Zr試料を対象として、試験用原子炉(ノルウェー・ハルデン炉)を用いた照射成長試験を実施した。種々の組成を有する改良合金Zr燃料被覆管からクーポン状の試験片を作製し、照射試験リグに装荷して、ハルデン炉の水ループ内で約810(n/cm、E1MeV)まで照射した。照射温度は240, 300及び320Cであり、照射温度300及び320Cにおける水化学条件は商用PWR条件を模擬したもの、また照射温度240Cについてはハルデン炉の冷却材条件であった。原子炉の停止期間中及び照射試験終了時には試験片の外観観察並びに試験片の長さ及び重量測定を行った。長さの変化量から求めた照射成長量は、照射温度、被覆管の製造時熱処理条件、製造時に添加した水素量等の条件が同じ場合、合金組成によらず同程度であった。また、照射成長量と照射欠陥の蓄積及び回復挙動との関係が改良合金においても示唆された。