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Analysis of MOX fuel behavior in reduced-moderation water reactor by fuel performance code FEMAXI-RM

低減速スペクトル炉のMOX燃料の挙動に関する燃料ふるまいコードFEMAXI-RMによる解析

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 岩村 公道

Suzuki, Motoe; Saito, Hiroaki*; Iwamura, Takamichi

低減速スペクトル炉の31%-Pu MOX燃料の熱的,機械的ふるまいに関する成立性を評価するため、106GWd/tHMまで照射されると仮定した1本の燃料棒の解析を、FEMAXI-6コードの拡張バージョンであるFEMAXI-RMコードによって行った。解析においては、燃料棒の設計仕様と照射条件が入力され、MOX及びUO$$_{2}$$燃料における入手可能な物性値とモデルが相補的に利用された。計算の結果、FPガス放出率は数10%であるが、燃料棒内圧は冷却材圧力を越えず、燃料最高中心温度は2400Kとなった。また、ペレットスエリングによって生じた被覆管の直径増大は1%歪み以内であった。これらより、燃料棒の健全性は照射期間中保持されることが示された。しかし、MOX燃料の実際のスエリングふるまいは今後詳細に研究される必要がある。

To assess the feasibility of the 31percentPu-MOX fuel rod design of reduced-moderation boiling water reactor in terms of thermal and mechanical behaviors, a single rod which is assumed to be irradiated in the core of RMWR up to 106 GWd/tHM has been analyzed by a fuel performance code FEMAXI-RM which is an extended version of FEMAXI-6 code. In the analysis, design specifications of fuel rod and irradiation conditions have been input, and available models of both MOX fuel and UO$$_{2}$$ fuel have been used complementally. The results are: FGR is several tens of percent, rod internal pressure does not exceed the coolant pressure, and the highest fuel center temperature is 2400K, while cladding diameter increase caused by pellet swelling is within 1percent strain. These predictions suggest that the MOX fuel rod integrity will be held during irradiation in RMWR, though actual behavior of MOX pellet swelling requires to be investigated in detail.

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分野:Nuclear Science & Technology

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