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Verification of FEMAXI-7 code by using irradiation test in Halden reactor for He-pressurization effect on FGR of BWR fuels under power transient

ハルデン炉におけるBWR燃料の照射試験結果を用いたFEMAXI-7コードの検証

塙 悟史 ; 扇柳 仁 ; 鈴木 元衛

Hanawa, Satoshi; Ogiyanagi, Jin; Suzuki, Motoe

燃料挙動解析コードFEMAXI-7の検証を目的に、ハルデン炉で実施されたBWR燃料の照射試験結果をFEMAXI-7で解析した。ハルデン炉で実施された照射試験は、燃料棒内He加圧が出力過渡時のFGR挙動に及ぼす影響を調べるものである。なお、燃料棒は、ハルデン炉での約12年間のベース照射の後、Heガス加圧により燃料棒内を調整し出力過渡試験に供された。試験結果と解析の比較により、FEMAXI-7は試験で得られた燃料棒伸びやFGR変化をよく再現することが示された。また、解析結果に基づく考察より、FGR挙動にHe加圧の効果が認められなかった原因は、強いPCMIにより燃料棒内のガス移動が阻害されていたためであることが明らかとなった。

He pressurization effect on fission gas release (FGR) of BWR fuel rods under power transient conditions was analyzed by the fuel performance code FEMAXI-7. The experimental data provided to this study was obtained in the Halden reactor. Two rods were irradiated in the Halden reactor for 12 years in the IFA-409 as base-irradiation, then provided to the IFA-535 for power ramp tests to understand He-pressurization effect on fission gas release under power transient conditions, by adjusting internal pressure of the rods before power ramp test. FEMAXI-7 reasonably reproduced the experimental data of cladding elongation change and FGR behavior during the power ramp test. Based on the calculation results, the cause that apparent He-pressurization effect was not observed in the experiment was considered to be caused by insufficient gas communication during strong PCMI and gap thermal conductance by the solid-solid contact due to gap closure.

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パーセンタイル:11.68

分野:Nuclear Science & Technology

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