Analysis of CIP0-1 and VA-2 tests

反応度事故模擬実験CIP0-1及びVA-2の解析

Georgenthum, V.*

Georgenthum, V.*

同一仕様のZirlo被覆UO燃料棒を対象とした反応度事故(RIA)模擬実験VA-2及びCIP0-1をそれぞれNSRR及び仏CABRI炉において実施した。両燃料棒はスペイン・バンデロスPWRにおいて燃焼度約80GWd/tまで照射され、被覆管の表面酸化膜厚さは約80m、水素吸収量は約1000ppmに達していた。燃料棒は、VA-2実験では燃料エンタルピ55cal/gにおいて破損したが、CIP0-1実験では92cal/gの燃料エンタルピに対しても破損しなかった。照射後試験によれば、VA-2燃料棒では被覆管肉厚の外側半分の領域で水素化物析出による脆化が見られたのに対し、CIP0-1燃料棒では被覆管外周部の水素化物リム(厚さ50m)においてのみ脆化が観察された。両者の違いは実験中の被覆管温度の違いで説明できる。SCANAIRコードによる解析によればCIP0-1では被覆管外面温度が約400Cに達しており、水素化物が再固溶したと予想される。一方、VA-2では被覆管温度が低いままだったため再固溶が起こらず、脆性が高かったと解釈される。

Two fuel rods with same specification, Zirlo alloy cladded UO, were submitted to RIA tests VA-2 and CIP0-1 in NSRR and CABRI reactors, respectively. Both rods were irradiated simultaneously in Spanish PWR Vandellos till a burnup of 80 GWd/tM and presented a significant clad oxide thickness (80 m) and hydrogen content (1000 ppm). While VA-2 rod failed at a fuel enthalpy of 55 cal/g, CIP0-1 rod survived an enthalpy of 92 cal/g. Post test examinations showed VA-2 clad had some signs of brittleness due to hydride precipitation in the half outer part while in CIP0-1 clad brittleness is only observed in the outer hydride rim (50 m). The different clad behaviour could be explained by the difference of the thermal history during the tests as exhibited by SCANAIR code calculations: while CIP0-1 clad outer temperature reached 400 C and an important quantity of hydride was dissolved, VA-2 clad remained at low temperature and was significantly brittle.