Influence of coolant temperature and power pulse width on fuel failure limit under reactivity-initiated accident conditions

反応度事故時の燃料破損限界に及ぼす冷却材温度及び出力パルス幅の影響

杉山 智之 ; 宇田川 豊  ; 鈴木 元衛; 永瀬 文久 

Sugiyama, Tomoyuki; Udagawa, Yutaka; Suzuki, Motoe; Nagase, Fumihisa

原子力機構は、反応度事故時の軽水炉燃料の挙動を明らかにするため、NSRRを用いたパルス照射試験を実施している。NSRR実験はRIA時のペレット被覆管機械的相互作用(PCMI)で生じる破損について燃焼度77GWd/tまでの燃料についてデータを提供してきた。特にPCMI破損限界は原子炉の安全審査において必要となる重要な情報である。しかし、NSRR実験では冷却材温度や出力パルス幅といった条件において実機で想定されるRIAとは異なる。したがって、NSRR実験データに基づいて実機条件下の破損限界を評価するためには、それらの条件の違いが破損限界に及ぼす影響を定量的に評価する必要がある。本論文では、一組の室温・高温実験で得られた実験データを示すとともに、このデータに基づいて行った冷却材温度と出力パルス幅の影響評価の方法について議論する。

The Japan Atomic Energy Agency has performed pulse irradiation tests using the NSRR to investigate fuel behavior under Reactivity-Initiated Accident (RIA) conditions. The NSRR tests have provided data of the pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) failure of high burnup fuels up to 77 GWd/t. In particular, the PCMI failure limit is the important information which is needed in the reactor safety review. However, there are some differences between the NSRR tests and RIAs supposed in power reactors, such as the coolant temperature and the width of power pulse. Influence of these differences should be quantitatively evaluated in order to estimate the PCMI failure limit anticipated under the power reactor conditions from the NSRR data. This paper presents experimental results from a set of room and high temperature RIA tests, and discusses the evaluation procedure of the influence of coolant temperature and power pulse width on the failure limit on the basis of the experimental data.