FEMAXI-6 code verification with MOX fuels irradiated in Halden reactor

Halden炉で照射されたMOX燃料データによるFEMAXI-6コードの予測性能の検証

山路 哲史; 鈴木 元衛; 大久保 努

Yamaji, Akifumi; Suzuki, Motoe; Okubo, Tsutomu

現行軽水炉の炉心の交換と最小限のシステム変更により早期のプルトニウムのマルチリサイクルを実現する革新的水冷却炉(FLWR)の燃料設計及びその健全性を評価するために、FEMAXI-6による約40GWd/tMOXまでのMOX燃料ふるまい解析の不確実性と特に重要となるモデルを明らかにした。検証計算にはHalden炉で照射された3本のMOX燃料(IFA-597.4 rod-10, rod-11, IFA-514 rod-1)の照射データ(TFDB)を用いた。検証の結果、特にFGR,ペレットの焼きしまり,スエリング、そしてリロケーションモデルが重要であることが示された。これらのうち、FGRモデルには大きな不確実性があり、そのためにFGRの計算結果には大きな予測誤差がある。一方で、他のモデルについては一般的なUO燃料と同程度の物性の変動幅をこれらのモデル中のパラメータに反映させれば、これらのモデルをMOX燃料の解析に用いることは妥当である。このとき、燃料中心温度の予測誤差としては測定値の上下5パーセント程度以内を期待できる。以上から、FEMAXI-6を用いてFLWRの燃料設計やふるまいを検討する場合はこれらの不確実性を考慮する必要がある。

The advanced reactor concept of Innovative Water Reactor for Flexible Fuel Cycle (FLWR) has been proposed and being studied to achieve effective and flexible utilization of the uranium and plutonium resources based on the well-developed light water reactor (LWR) technology. In order to design and evaluate the FLWR fuel rod behavior, the uncertainties in the FEMAXI-6 calculations and the key models and parameters for predicting LWR MOX fuel rod behavior need to be evaluated. In this study, the Test-Fuel-Data-Base (TFDB) obtained from the Halden reactor experiments (IFA-597.4 rod-10, rod-11, and IFA-514 rod-1) were used for the evaluations. The maximum discharge burnup was about 40 GWd/tMOX.