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.

Prototype test of a portable thyroid dose monitoring system using gamma-ray spectrometers

西野 翔; 谷村 嘉彦; 吉富 寛; 高橋 聖

Radiation Measurements, 134, p.106292_1 - 106292_5, 2020/06

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2020.106292

原子力災害発生時においては、多数の住民・作業者を対象とした甲状腺ヨウ素モニタリングを、事故後速やかに実施する必要がある。日本原子力研究開発機構では、災害時の高バックグラウンド線量率下でも使用可能な可搬型甲状腺モニタの開発を行っている。本発表では、製作した甲状腺モニタ試作機の性能試験で得られた結果を報告する。

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。

Fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.68 - 78, 2020/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1659873

To evaluate the fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 85 GWd/t: M-MDA, low-tin ZIRLO, M5, and Zircaloy-2 (LK3). In total eight integral thermal shock tests were performed for these specimens, simulating LOCA conditions including ballooning and rupture, oxidation, hydriding, and quenching. During the tests, the specimens were oxidized to 10% - 30% equivalent cladding reacted (ECR) at approximately 1473 K and were quenched under axial restraint load of approximately 520 - 530 N. The effects of burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes on the ballooning and rupture, oxidation, and hydriding under LOCA conditions were inconsiderable. Further, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture in the ECR values equal to or lower than the fracture limits of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube reported in previous studies. Therefore, it can be concluded that the fracture limit of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to approximately 85 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it slightly decreases with increasing initial hydrogen concentration.

平成30年度原子力発電所周辺における航空機モニタリング(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 石崎 梓; 古宮 友和; 岩井 毅行*; 瀬口 栄作*; 松永 祐樹*; 河端 智樹*; 萩野谷 仁*; 平賀 祥吾*; et al.

JAEA-Technology 2019-016, 116 Pages, 2019/11

JAEA-Technology-2019-016.pdf:14.09MB

2011年3月11日に発生した東日本大震災による津波に起因した東京電力福島第一原子力発電所事故によって、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後より、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手法として、航空機等を用いた空からの測定方法が適用されている。ここでは、2018年度に実施した福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果についてまとめた。過去の福島第一原子力発電所周辺におけるモニタリング結果から空間線量率等の変化量を評価し、変化量に寄与する要因について考察した。また、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用して、空気中のラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響について評価した。さらに、航空機モニタリングによる空間線量率の計算精度向上に資するために、過去の航空機モニタリングデータを用いて地形の起伏を考慮に入れた解析を行なった。地形の起伏を考慮に入れる前後で解析結果を比較し、本手法による精度向上効果を評価した。

Preliminary verification of water radiolysis and ECP calculation models by in-pile ECP measurements

塙 悟史; 端 邦樹; 知見 康弘; 笠原 茂樹

Proceedings of 21st International Conference on Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems (Internet), 12 Pages, 2019/09

Water radiolysis and ECP calculations models were preliminary verified using in-pile ECP and related measurement data obtained under BWR and PWR simulated conditions. Two separate anodic polarization curves were supposed in ECP calculations in order to deal with the material surface condition changed by water chemistry, and the measured ECP under BWR simulated conditions were well explained by the calculations. ECP calculations under PWR simulated conditions were also carried out supposing the other polarization curve applicable to the temperature range of 593 K and good agreement between the measurement and the calculations was obtained.

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 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.

Empirical equations of crack growth rates based on data fitting of neutron irradiated stainless steel under high temperature water simulating boiling water reactor core conditions

笠原 茂樹; 知見 康弘; 端 邦樹; 福谷 耕司*; 藤井 克彦*

Proceedings of 19th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors (Internet), p.1345 - 1355, 2019/08

本研究では、BWR炉内構造物の構造健全性評価に資することを目的として、中性子照射影響を適切に反映したオーステナイト系ステンレス鋼のIASCC亀裂進展速度に係る経験式を開発した。亀裂進展速度の経験式は、応力拡大係数Kと亀裂成長速度(da/dt)との間の関係式da/dt=MKに基づき、Mとnは中性子照射量の増加に伴って飽和する関数として扱った。経験式の開発に当たっては、照射ステンレス鋼を用いたBWR通常炉水条件(NWC)及び水素注入条件(HWC)模擬環境下での照射後試験で得られた亀裂進展速度の文献データを収集したデータセットを用いた。データセットと構築した経験式を比較したところ、NWCの計算結果はデータセットと良く一致したが、HWCは合致しなかった。この理由として、HWC条件下での試験データが広範囲にばらついていたことが考えられる。

Universal methodology for statistical error and convergence of correlated Monte Carlo tallies

植木 太郎

Nuclear Science and Engineering, 193(7), p.776 - 789, 2019/07

https://doi.org/10.1080/00295639.2018.1562779

相関を伴うモンテカルロ計算タリーの統計誤差を、標準化時系列とブラウン橋の統計を組み合わせて評価できることは、オペレーションズ・リサーチで知られている事実である。本論文では、標準化時系列を確率微分方程式に基づいてブラウン運動に収束する統計量に変換し、統計誤差評価・確率的分布収束の判定を、近似なしで、タリーを格納することなしに実行する手法について報告する。手法の妥当性検証に関しては、強相関下の臨界性問題、原子炉の全炉心計算、動特性パラメータ評価を例として報告する。

平成30年度研究開発・評価報告書; 研究開発課題「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」(中間評価)

安全研究・防災支援部門 安全研究センター

JAEA-Evaluation 2019-001, 138 Pages, 2019/06

JAEA-Evaluation-2019-001.pdf:9.54MB

日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針」(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)、この大綱的指針を受けて策定された「文部科学省における研究及び開発に関する評価指針」(平成29年4月1日文部科学大臣最終改定)、機構の「研究開発課題評価実施規程」(平成17年10月1日制定、平成30年3月29日改正)等に基づき、平成30年12月26日に「原子力安全規制行政への技術的支援及びそのための安全研究」に関する中間評価を安全研究・評価委員会(以下、「評価委員会」という。)に諮問した。評価委員会は、平成30年12月27日に機構側から研究開発の実績に関する口頭説明を受けた上で、評価委員会において定めた方法に従って評価を実施し、答申書を取りまとめた。機構は、答申書に記載された評価委員会からの要望や改善点に関する意見に対し、その対処方針を策定し、機構の措置として取りまとめた。本報告書は、評価委員会から提出された評価結果(答申書)、機構の措置及び評価委員会に提出した資料をまとめたものである。