Irradiation experiments of VHTR reference fuels by in-pile gas loop (OGL-1)
- 1. Japan Atomic Energy Research Inst., Tokai, Ibaraki (Japan). Tokai Research Establishment
Description
Very High Temperature gas-cooled Reactor (VHTR) reference fuels were irradiated in an in-pile gas loop (OGL-1) and irradiation performance of the fuels taken out from OGL-1 fuel body was studied by post-irradiation examination. In the examination, dimensional and weight changes of the fuel compacts, and failure fraction of coated particles included in the compact were measured, and also ceramographic and X-ray radiographic observations on the fuels were carried out. Major results of the examination are as follows; relation between shrinkage of the compact and fast neutron fluence was obtained, but influence of irradiation temperature on the shrinkage was not detected. Weight change of the compact was hardly recognized. As for failure of the coated particles, the compacts taken out from 3rd fuel body revealed relatively high failure fractions, although the fractions were under the allowable limit in VHTR design. The other compacts showed good performance under irradiation. (author)
Availability note (English)
Available from DOI: https://doi.org/10.3327/jaesj.26.57Abstract (Japanese)
多目的高温ガス実験炉(Very High Temperature gas-cooled Reactor、VHTR)燃料の照射特性の中で特に重要とみなされているものは、被覆粒子の破損と燃料コンパクトの寸法変化である。被覆粒子の破損により、原子炉1次冷却系内の核分裂生成物(FP)濃度は上昇するため、これは高温ガス炉燃料に関して特に注目される照射特性である。照射による被覆層破損の原因は、アメーバ効果(燃料核移動)、金属FPとSiC層との反応およびFPガスやCOガスによる内圧など多数の現象が見出されている。炉心に装荷されるすべての被覆粒子(約2×109個)が健全であることは不可能であるため、炉心装荷前および照射後においては、一定の被覆粒子破損率が許容できるように設計されている。一方、燃料コンパクトの寸法変化は、黒鉛スリーブ内面と燃料コンパクトとのギャップ幅を変化させ、ここにおける熱伝達を変化させる。燃料コンパクトが収縮する場合には、燃料コンパクト温度を高める結果となるため、燃料コンパクトの照射寸法変化は炉心熱設計において重要な特性とみなされている。原研は、JMTR(Japan Material Testing Reactor)に設置したインパイルガスループ(OGL-1)を使って、1977年以来、VHTR炉内雰囲気を模擬した燃料コンパクトの照射試験を行なって来た。OGL-1照射が従来のキャプセル照射と異なる点は、(1)多量の燃料の照射ができるため複数の燃料棒を保持した照射が可能であること、(2)高温高圧の循環Heガス流下の照射であること、などである。OGL-1燃料体には、VHTRの燃料設計仕様に基づく被覆粒子を内蔵した燃料コンパクトが装荷されており、現在まで4体の試験用燃料体の照射および照射後試験が終了した。この照射後試験で得られた金属FP挙動および燃料棒の曲りや応力の機械的特性については別に報告した。本報は、VHTR参照燃料の照射特性を調べることを目的に、照射済燃料体から取り出した燃料コンパクトの照射後試験結果に関するものである。 (日本)Additional details
Additional titles
- Original title (Japanese)
- 多目的高温ガス実験炉参照燃料のインパイルガスループ(OGL-1)による照射試験
Identifiers
- DOI
- 10.3327/jaesj.26.57;
Publishing Information
- Journal Title
- Nippon Genshiryoku Gakkai-Shi
- Journal Volume
- 26
- Journal Issue
- 1
- Journal Page Range
- p. 57-74
- ISSN
- 0004-7120
INIS
- Country of Publication
- Japan
- Country of Input or Organization
- Japan
- INIS RN
- 53116727
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Descriptors DEI
- COATED FUEL PARTICLES; COMPRESSION STRENGTH; FISSION PRODUCTS; FUEL-CLADDING INTERACTIONS; HTGR TYPE REACTORS; MIXED CARBIDE FUELS; NEUTRONS; PERFORMANCE; PHYSICAL RADIATION EFFECTS; POST-IRRADIATION EXAMINATION; SHRINKAGE; WEIGHT; X-RAY RADIOGRAPHY
- Descriptors DEC
- BARYONS; ELEMENTARY PARTICLES; ENERGY SOURCES; FERMIONS; FUEL PARTICLES; FUELS; GAS COOLED REACTORS; GRAPHITE MODERATED REACTORS; HADRONS; INDUSTRIAL RADIOGRAPHY; ISOTOPES; MATERIALS; MATERIALS TESTING; MECHANICAL PROPERTIES; NONDESTRUCTIVE TESTING; NUCLEAR FUELS; NUCLEONS; RADIATION EFFECTS; RADIOACTIVE MATERIALS; REACTOR MATERIALS; REACTORS; SOLID FUELS; TESTING
Optional Information
- Notes
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