Hierarchical Bayesian modeling to quantify fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 濱口 修輔*; 高田 孝*; 宇田川 豊

Nuclear Engineering and Design, 411, p.112443_1 - 112443_12, 2023/09

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112443

For realizing a highly reliable fracture limit evaluation of fuel cladding tubes during loss-of-coolant accidents (LOCAs) in light-water reactors, we developed a method to quantify the fracture limit uncertainty of high-burnup advanced fuel cladding tubes. This method employs a hierarchical Bayesian model that can quantify uncertainty even with limited experimental data. The fracture limit uncertainty was quantified as a probability using the amount of oxidation (Equivalent cladding reacted: ECR) and the initial hydrogen concentration (the hydrogen concentration in the fuel cladding tubes before the LOCA-simulated tests) as explanatory variables. We divided the regression coefficients of this model into a hierarchical structure with an overall average term common to all types of fuel cladding tubes and a term representing differences among various types of fuel cladding tubes. This hierarchical structure enabled us to quantify the fracture limit uncertainty through the effective use of prior knowledge and data, even for high-burnup advanced fuel cladding tubes with a small number of data points. The fracture limits representing a 5% fracture probability with 95% confidence of the high-burnup advanced fuel cladding tubes evaluated by the hierarchical Bayesian model were higher than 15% ECR for the initial hydrogen concentrations of up to 700-900 wtppm and restraint loads below 535 N. These fracture limits were comparable to the limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube, indicating that the burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly lower the fracture limit of fuel cladding tubes. Further, we proposed a method to reduce the fracture limit uncertainty by using non-binary data, instead of the binary data, depending on the condition of the fuel cladding tube specimens after performing the LOCA-simulated test, thereby increasing the amount of information in the data.

LOCA時燃料破断限界評価の信頼性向上を目指して; 不確かさ定量化手法の開発と高燃焼度化の影響評価

成川 隆文

日本原子力学会誌ATOMO, 63(11), p.780 - 785, 2021/11

https://doi.org/10.3327/jaesjb.63.11_780

冷却材喪失事故時の軽水炉燃料被覆管の破断限界評価の信頼性向上を目指した原子力機構の取り組みとして、ベイズ統計手法による不確かさの定量化手法の開発、並びに燃焼の進展及び被覆管材質の変更の影響評価に関する研究を紹介する。

Four-point-bend tests on high-burnup advanced fuel cladding tubes after exposure to simulated LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.782 - 791, 2020/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1724207

To evaluate the fracture resistance of high-burnup advanced fuel cladding tubes during the long-term core cooling period following loss-of-coolant accidents (LOCAs), laboratory-scale four-point-bend tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 84 GWd/t: low-tin ZIRLO, M5, and Zircaloy-2 (LK3). Three four-point-bend tests were performed on the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens subjected to the integral thermal shock tests which simulated LOCA conditions (ballooning and rupture, oxidation in high-temperature steam, and quench). During the four-point-bend tests, all the specimens that were oxidized at 1474 K to 9.9% - 21.5% equivalent cladding reacted exhibited brittle fractures. The maximum bending moments were comparable to those of the conventional Zircaloy cladding tube specimens. Furthermore, the effects of oxidation and hydriding on the maximum bending moment were comparable between the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens and the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Therefore, it can be concluded that the post-LOCA fracture resistance of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to 84 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration in a relatively lower ECR range ( 15%), as observed for the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes.

Behavior of high-burnup advanced LWR fuel cladding tubes under LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.912 - 921, 2019/09

To evaluate behavior of high-burnup advanced light-water-reactor fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions, laboratory-scale isothermal oxidation tests and integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73-85 GWd/t: M-MDA, low-tin ZIRLO, M5textregistered, and Zircaloy-2 (LK3). The isothermal oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube and was slower than that given by the Baker-Just oxidation rate equation. Therefore, the oxidation kinetics is considered to be not significantly accelerated by extending the burnup and changing the alloy composition. During the integral thermal shock tests, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture under the oxidation condition equivalent to or lower than the fracture limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube. Therefore, the fracture limit of fuel cladding tubes is considered to be not significantly reduced by extending the burnup and changing the alloy composition, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration.

Behavior of high-burnup advanced LWR fuels under design-basis accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.

Current status of thermal/hydraulic feasibility project for reduced-moderation water reactor, 2; Development of two-phase flow simulation code with advanced interface tracking method

吉田 啓之; 玉井 秀定; 大貫 晃; 高瀬 和之; 秋本 肇

Nuclear Engineering and Technology, 38(2), p.119 - 128, 2006/04

日本原子力研究開発機構において開発が進められている超高燃焼水冷却増殖炉の熱設計においては、詳細二相流解析手法により、稠密炉心の除熱性能を評価する。この一環として本研究では、改良界面追跡法を用いた詳細二相流解析コードTPFITの開発を行っている。本報では、解析コードのベクトル並列化を行い、大規模解析に対応させるとともに、解析コード検証解析や稠密炉心を模擬した体系における解析結果を示す。

Accomplishment of 10-year research in NUCEF and future development; Process safety and development research

森田 泰治; 朝倉 俊英; 峯尾 英章; 宝徳 忍; 内山 軍蔵

JAERI-Conf 2005-007, p.25 - 30, 2005/08

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Conf-2005-007.pdf

-セル及び多くのグローブボックスを保有するNUCEFのBECKY(バックエンド研究施設)において、再処理プロセス安全研究,高度化再処理技術開発及び高レベル廃液の群分離の研究を実施した。本論文において、上記研究の10年間の成果と分離プロセス開発分野における今後の活動について概観する。プロセス安全研究では、使用済燃料を用いた再処理試験により放射性核種の挙動を評価し、大型再処理施設における閉じ込め安全性を確認した。高度化再処理の研究では、単サイクルプロセス確立のためのNp挙動制御技術開発等を実施した。群分離の研究では、開発した4群群分離プロセスについて、濃縮実高レベル廃液による試験を実施してその分離性能を実証した。将来のマイナーアクチノイド等の分離を含む再処理技術開発のため、NUCEF-BECKYの有効活用が必要である。

Nuclear Energy System Department annual report

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 2003-004, 236 Pages, 2003/03

JAERI-Review-2003-004.pdf:16.34MB

本報告書は、平成13年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。平成13年度のエネルギーシステム研究部の研究分野は、核データの評価,低減速スペクトル炉の概念設計研究,炉物理実験及び炉特性解析コードの開発,伝熱流動実験及び解析,原子力エネルギーの経済性評価,原子炉用新材料の開発及び経年挙動の研究,新型燃料の研究,舶用炉及び原子力船システムの研究等にわたっている。この他、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。

高性能燃料被覆管材質の研究; 平成11~12年度(フェーズ1)報告書(共同研究)

木内 清; 井岡 郁夫; 橘 勝美; 鈴木 富男; 深谷 清*; 猪原 康人*; 神原 正三; 黒田 雄二*; 宮本 智司*; 小倉 一知*

JAERI-Research 2002-008, 63 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-008.pdf:7.85MB

本研究は、平均燃焼度100GWd/tを目指したABWR用の超高燃焼度MOXを念頭にした「高性能燃料被覆管材質の研究」のフェーズ1である。フェーズ1は、平成10年度に実施した基礎調査結果を踏まえて、平成11年度と平成12年度の2年間にわたり実施した。フェーズ1では、現用Zr系合金の使用経験データを解析して、超高燃焼度化にかかわる長期耐久性の支配因子を摘出及び高性能被覆管の要求特性に照らして耐食合金間の相互比較,フェーズ2の中性子照射試験等の基礎評価試験用候補材の選定を行った。

Nuclear Energy System Department annual report; April 1, 1998 - March 31, 1999

エネルギーシステム研究部

JAERI-Review 99-031, p.320 - 0, 2000/01

JAERI-Review-99-031.pdf:16.21MB

本報告書は、平成10年度におけるエネルギーシステム研究部の研究活動状況をとりまとめたものである。エネルギーシステム研究部は、平成10年度より新たに編成された部であり、将来型炉等新たなエネルギーシステムを視野に入れた基礎基盤的な研究を進めている。エネルギーシステム研究部の研究分野は、核及び原子分子データの評価や低減速スペクトル炉の概念設計研究、高速中性子体系における炉物理実験及び解析、炉特性解析コードの開発、原子炉制御及びセンシング技術の開発、伝熱流動実験及び解析、原子力用新材料の開発及び経年挙動研究、新型燃料の研究、舶用炉及び原子力船システムの研究等の研究開発にわたっている。このほか、エネルギーシステム研究部の各種炉工学施設の維持・管理も行っている。本報告では、エネルギーシステム研究部が運営を担当する研究委員会の活動報告もとりまとめられている。