軽水炉燃料の事故時挙動解析コードRANNSの反応度事故解析モデル開発

Model development of light water reactor fuel analysis code RANNS for reactivity-initiated accident conditions

宇田川 豊  ; 鈴木 元衛; 天谷 政樹  

Udagawa, Yutaka; Suzuki, Motoe; Amaya, Masaki

軽水炉燃料の事故時挙動解析コードRANNSの開発が進められている。RANNSは、同じく軽水炉燃料の通常運転時及び過渡条件下の挙動解析を目的として開発・整備が進められているFEMAXI-7(2014年現在)の事故解析向けバージョンであり、特に反応度事故(RIA)条件下の熱的及び力学的挙動の解析をその主たる目的としている。本報告は、原子炉安全性研究炉(NSRR)におけるRIA模擬実験データのRANNSによる解析を通じて近年行われた、高燃焼度燃料のRIA時挙動で特に重要なペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)に関する解析精度向上を目的としたRIA解析モデルの開発・検証について整理したものである。具体的には、燃料の力学的な挙動に関しては、ペレットリロケーションモデル、ペレット降伏応力モデル、ペレット-被覆管の力学的なボンディングモデル、及び被覆管の破損限界評価モデル等について、また熱的な挙動に関しては、被覆管表面で生じる核沸騰離脱及びそれに続く遷移沸騰、膜沸騰時の実効的な被覆管-冷却材間熱伝達モデルについて整理した。

A light water reactor fuel analysis code RANNS has been developed to analyze thermal and mechanical behaviors of a single fuel rod in mainly reactivity-initiated accident (RIA) conditions. The recent model development for the RANNS code has been focused on improving predictability of stress, strain, and temperature inside a fuel rod during pellet cladding mechanical interaction (PCMI), which is one of the most important behaviors of high-burnup fuels under RIA conditions. This report provides descriptions of the models developed and/or validated recently via experimental analyses using the RANNS code on the RIA-simulating experiments conducted in the nuclear safety research reactor (NSRR): models for mechanical behaviors as relocation of fuel pellets, pellet yielding, pellet-cladding mechanical bonding, and PCMI failure limit of fuel cladding, and thermal behaviors as pellet-cladding gap conductance and heat transfer from fuel rod surface to coolant water.