燃料ピン加熱試験による熱過渡時燃料ピンの挙動評価

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 燃料ピン加熱試験による熱過渡時燃料ピンの挙動評価
• Author/Editor: 皆藤 威二; 水野 朋保; 浅賀 健男
• Author Heading: 皆藤 威二; 水野 朋保; 浅賀 健男
• Publication Date: 1998-10
• Publication Date (W3CDTF): 1998-10
• Alternative Title: An Evaluation of fuel pin behavior in thermal transient event
• Periodical title: JNC TN9400 99-001
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 大型炉設計研究において、厳しい熱過渡事象として全交流電源喪失を想定した場合、炉停止後の燃料の除熱は冷却材の自然循環によりなされる。このとき、プラントの一次系および非常用冷却系の構成によっては、自然循環冷却モードとなっている数時間の間、被覆管は比較的高い温度に保持される評価例が得られている。このような長時間熱過渡時におけるPNC316および15Cr-20Ni鋼製の被覆管強度に関する知見を得ることを目的として、日米共同のEBR-II運転信頼性試験の一環として行った照射済み燃料ピンの炉外加熱試験(TOH試験)による取得データを評価し、以下の結果を得た。(1)TOH試験データを未照射材のクリープ破断強度データと比較すると、PNC316被覆管では破断時間に対して1/2程度の低下が認められた。これに対し、15Cr-20Ni鋼被覆管では1/10程度の破断時間低下がみられ、破断時間の低下はPNC316被覆管に比較して大きいことが明らかとなった。(2)15Cr-20Ni鋼被覆管の破断時間低下が大きい原因として、定常照射中のクリープ損傷が大きかった可能性も残されていた。そこで、定常照射時におけるクリープ損傷値(寿命分数和)を評価した結果、その値は最大でも0.13程度と評価された。これにより、定常照射時におけるクリープ損傷がTOH試験による破断時間低下に及ぼす影響は小さいことが明らかとなり、破断時間の低下は照射による材料特性の変化およびTOH試験環境による材料強化の低下を示しているものと考えられた。(3)高温データを含む未照射材のクリープ破断強度式をもとに、PNC316および15Cr-20Ni鋼被覆管のTOH試験強度式を暫定的に作成した。また、ここで作成したPNC316被覆管のTOH試験強度式を用い、PNC316被覆管燃料ピンを用いた温度変動型のTOH試験についてクリープ損傷値(寿命分数和)を評価した結果、被覆管の破断をほぼ妥当に予測できることが明らかとなった。; In some of large scale FBR design studies the complete loss of alternative current electric power supply is considered as one of severe thermal transient events. In this event the reactor core may be cooled by natural circulation for several hours. Thermal hydraulic analysis of certain plant cooling system design showed that cladding temperature may be kept high during the event. In order to obtain the knowledge concerning to PNC316 and 15Cr-20Ni type cladding tube strength of irradiated fuel pin in such high temperature condition, the results of Transient Over-Heating (TOH) test performed as a part of PNC-DOE Collaborative program of Operational Reliability Testing in EBR-II was evaluated. Following results were obtained. (1)The rupture time of irradiated PNC316 clad fuel pin in TOH test was decreased to about a half compared with unirradiated creep rupture time. On the other hand the rupture time of irradiated 15Cr-20Ni tyPe clad fuel pin was decreased to about 1/10. It was recognized that the rupture time degradation of 15Cr-20Ni type dad fuel pin was much larger than that of PNC316 clad fuel pin in TOH test. (2)In order to investigate the cause of the rupture time degradation of 15Cr-20Ni type clad fuel pin, the contribution of creep damage during the steady state irradiation was evaluated. The maximum cumulative damage fraction (CDF) in steady state irradiation was evaluated as "0.2". It was found that the contribution of creep damage in steady state irradiation was negligible for the rupture time degradation in TOH test. It was suggested that the rupture time degradation showed the degradation of material strength during steady state irradiation and / or TOH test. (3)Creep rupture correlations of PNC316 and 15Cr-20Ni type cladding tube were made to fit with TOH test data by modification of the unirradiated creep rupture ones. And calculated CDF of a temperature ramp type TOH test of PNC316 clad fuel pin showed that the correlation gave a reasonable ...
• Source: /JNC-TN9400-99-001.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TN9400-99-001.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 大型炉設計研究において、厳しい熱過渡事象として全交流電源喪失を想定した場合、炉停止後の燃料の除熱は冷却材の自然循環によりなされる。このとき、プラントの一次系および非常用冷却系の構成によっては、自然循環冷却モードとなっている数時間の間、被覆管は比較的高い温度に保持される評価例が得られている。このような...