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.

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.

Guideline on probabilistic fracture mechanics analysis for Japanese reactor pressure vessels

勝山 仁哉; 小坂部 和也*; 宇野 隼平*; Li, Y.; 吉村 忍*

Journal of Pressure Vessel Technology, 142(2), p.021205_1 - 021205_10, 2020/04

https://doi.org/10.1115/1.4045874

確率論的破壊力学(PFM)に基づく構造健全性評価手法は、経年劣化に関連する様々な因子の確率分布を考慮して原子炉圧力容器(RPV)の破損頻度を評価できる合理的な手法である。我々は、中性子照射脆化や加圧熱衝撃事象(PTS)事象を考慮してRPVの破損頻度を評価するPFM解析コードPASCALを開発してきた。また、国内におけるPFMの適用性向上を図るため、破壊力学に関する知識を有する解析者がそれを参照することでPFM解析を行い亀裂貫通頻度を評価できるよう、標準的解析要領を整備した。本要領は、本文、解説及び付属書で構成されており、PFM解析に関する技術的根拠や最新知見が取りまとめられたものになっている。本論では、本要領の概要について述べるとともに、本要領とPTS評価に関する国内データベースに基づき得られた国内モデルRPVに対する破損頻度の評価結果について述べる。

安定ヨウ素剤服用による甲状腺被ばく低減係数データベースの開発(受託研究)

木村 仁宣; 宗像 雅広; 波戸 真治*; 菅野 光大*

JAEA-Data/Code 2020-002, 38 Pages, 2020/03

JAEA-Data-Code-2020-002.pdf:3.23MB

原子力事故に対する緊急時計画策定のための技術的知見を得るため、原子力機構が開発した確率論的事故影響評価(レベル3PRA)コードOSCAARを用いて、様々な事故シナリオに対し、様々な早期防護措置の実施による被ばく低減効果の評価を進めている。放射性ヨウ素の吸入による甲状腺被ばく線量を低減させるため、安定ヨウ素剤服用は有効な早期防護措置である。安定ヨウ素剤の効果を最大限にするためには服用時期が重要であり、そのため、緊急時計画策定にあたり安定ヨウ素剤服用の最も効果的な実施方法をあらかじめ検討しておく必要がある。本研究では、安定ヨウ素剤の服用による甲状腺負荷量を評価できるヨウ素代謝モデル(Johnsonモデル)に、国際放射線防護委員会(ICRP)Publ.66の呼吸気道モデル及びPubl.30の胃腸管モデルを取り入れることで、安定ヨウ素剤の服用効果を考慮した、より現実的な甲状腺の内部被ばく線量評価を行うことができるヨウ素代謝モデルを新たに開発した。さらに、OSCAARコードの評価に用いるため、開発したヨウ素代謝モデルを用いて安定ヨウ素剤の服用時期に応じた甲状腺被ばく低減係数のデータベースを整備した。

A New probabilistic evaluation model for weld residual stress

真野 晃宏; 勝山 仁哉; 宮本 裕平*; 山口 義仁; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 179, p.103945_1 - 103945_6, 2020/01

https://doi.org/10.1016/j.ijpvp.2019.103945

溶接残留応力(WRS)は、確率論的破壊力学(PFM)に基づく亀裂を有する配管溶接部の破損確率評価において最も重要な影響因子の一つであるとともに、大きな不確実さを有する。既存のPFM解析コードにおけるWRSの確率論的評価モデルでは、有限要素解析から得られる板厚内の複数の離散点におけるWRS値の不確実さが考慮されるが、板厚方向のWRSの分布形状が考慮されないため、板厚内におけるWRS値の相関関係や力のつり合いに関する複雑でユーザー依存の追加処理を行う必要がある。本研究では、より合理的なWRSの確率論的評価モデルとして、有限要素解析に基づくWRS解析結果をフーリエ余弦級数で表現し、WRS分布の不確実さをフーリエ余弦級数の係数の確率分布を用いて表現する確率論的評価モデルを提案した。フーリエ余弦級数の係数は、板厚内の特定位置におけるWRS値の大きさと板厚方向におけるWRSの分布形状の両方を同時に考慮して決定されるため、板厚内におけるWRS値の相関関係や力のつり合いが考慮されている。提案したWRS評価モデルは、解析コードのユーザー依存性がなく、簡単かつ合理的にWRSの不確実さを考慮できるため、PFM解析において有用であると結論した。

Liquid film behavior and heat-transfer mechanism near the rewetting front in a single rod air-water system

和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.100 - 113, 2020/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1659872

The rewetting front propagation may occur when the fuel rod is cooled by the liquid film flow after it is dried out under accident conditions for BWR cores. Our previous study has revealed importance of precursory cooling, defined as a rapid cooling just before the rewetting, which has a significant effect on the propagation velocity. To understand the mechanism of the precursory cooling, we conducted heat transfer experiments using a single heater rod contained inside the transparent glass pipe to measure heat transfer behavior with simultaneous observation using a high-speed camera. The results showed characteristic effects of the wall temperature on the liquid film flow and liquid droplets formation at the rewetting front, i.e. sputtering. Even when the liquid film flows in rivulets under adiabatic condition, horizontally uniformed rewetting front was observed with increasing wall temperature due to enhanced flow resistance by sputtering. This sputtering effect was also confirmed from observations of the liquid film thickness, which increased with approaching the rewetting front. Heat transfer coefficients were predicted roughly well with a single-phase heat transfer correlation with entrance effects, suggesting the thinner thermal boundary layer downstream of the rewetting front may be one of the precursory cooling mechanisms.

Guidance for gamma spectrometry intercomparison based on the information obtained through five intercomparisons during the Fukushima mapping project

三上 智; 石川 大輔*; 松田 秀夫*; 星出 好史*; 奥田 直敏*; 坂本 隆一*; 斎藤 公明

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105938_1 - 105938_7, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2019.03.014

2011年12月から2015年8月の間に、67チームが参加したin situスペクトロメトリ(土壌沈着量評価)の相互比較を福島第一原子力発電所からの放射性物質に汚染された3つのサイトで計5回実施した。放射性セシウム(Cs and Cs)の土壌沈着量 とKの土壌中濃度の各チームによる評価値は、最良でそれぞれ変動係数で5-6%と4-5%以内で一致した。また、Cs/Cs比は変動係数で1-2%以内で一致した。これらの比較結果はこれまでのマップ事業における沈着量測定精度を保証するものである。また、放射性セシウムがほぼ均一に分布しているある一つのサイトにおいて2つの相互比較方法を実施した。1つは全く同じ地点上で各チームが交替で測定を行うシーケンシャル法、もう一つは半径3m程度以内の狭い範囲に全ての検出器を配置し同時に測定を行う同時測定法である。この両法の相互比較結果を比較したところ、参加チームによる評価値の一致の程度は両法で同程度であった。このような知見を踏まえ、2つの相互比較法の標準手法を提案した。スペクトロメトリの信頼性確認のために効果的に活用されることを期待する。

Summary of temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities in the 80 km zone over five years after the Fukushima Nuclear Power Plant accident

斎藤 公明; 三上 智; 安藤 真樹; 松田 規宏; 木名瀬 栄; 津田 修一; 吉田 忠義; 佐藤 哲朗*; 関 暁之; 山本 英明*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 210, p.105878_1 - 105878_12, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2018.12.020

We summarized temporal changes in air dose rates and radionuclide deposition densities over five years in the 80 km zone based on large-scale environmental monitoring data obtained continuously after the Fukushima Nuclear Power Plant (NPP) accident. The air dose rates in environments associated with human lives decreased at a considerably faster rate than expected for radioactive decay. The average air dose rate originating from the radiocesium deposited in the 80 km zone was lower than that predicted from radioactive decay by a factor of 2-3 at five years after the accident. The causes of this rapid reduction were discussed quantitatively considering the characteristics of radiocesium migration in the environment.

Study on dryout and rewetting during accidents including ATWS for the BWR at JAEA

佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110164

原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。

Neutronic design of basic cores of the new STACY

井澤 一彦; 石井 淳一; 大久保 卓哉; 小川 和彦; 外池 幸太郎

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09

日本原子力研究開発機構は臨界実験装置STACYを非均質体系に変更する更新計画を進めている。更新されたSTACYでは、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリを想定した臨界解析結果の検証のための実験が計画されている。STACY更新炉の初臨界は2021年初めに予定されている。初臨界後は、STACYでは「基本炉心」を構成し、運転員の習熟と実験結果の不確かさを把握するための一連の運転が行われる。STACY更新炉の初臨界に先立ち、基本炉心の核特性を把握するための一連の核特性解析を行った。本発表では、基本炉心の炉心構成条件を示すとともに、新規制基準のもとで炉心に課される諸条件をあきらかにする。