燃料挙動解析コードFEMAXI-8の燃料結晶粒内ガス移行モデル改良

宇田川 豊; 田崎 雄大

JAEA-Data/Code 2021-007, 56 Pages, 2021/07

JAEA-Data-Code-2021-007.pdf:5.05MB

FEMAXI-8は、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日本原子力研究開発機構が開発・整備を進めてきたFEMAXIコードの最新バージョンとして、2019年3月に公開された。本報告では、公開以降新たに整備を進めた、燃料結晶粒内核分裂生成物(FP)ガスバブルの多群/非平衡モデルについてまとめた。結晶粒内で様々なサイズを持って分布しているFPガスバブルを単一の大きさのガスバブルにより近似していた従来のモデルに対し、このモデルでは、バブルサイズに関する2群以上の群構造と非平衡な挙動の双方を表現することが出来る。これによって、妥当なオーダーのガスバブル圧力算定が可能となるなど、主に過渡的な挙動の再現性改善が見込めると共に、粒内FPガスバブル挙動についてより厳密な記述が可能となり、FP挙動モデリング全体としての高度化余地が拡大している。今回のモデル整備では、まず、任意の群数や空間分割に対応する粒内FP挙動解析モジュールを開発した。次に、FEMAXI-8上で容易に運用可能な2群モデルとして扱うため、同モジュールとFEMAXI-8間のインタフェースを開発し、両者を接続した。これによりFEMAXI-8から利用可能となった2群モデルについては改めて検証解析を実施した。多群/非平衡モデル適用時にも一定の性能を確保できるモデルパラメータを決定し、公開パッケージ向けに整備した。

Model updates and performance evaluations on fuel performance code FEMAXI-8 for light water reactor fuel analysis

宇田川 豊; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(6), p.461 - 470, 2019/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2019.1595766

FEMAXI-8は、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原子力機構が開発・整備を進めてきた解析コードである。主に実験データ解析や燃料設計等研究/開発ツールとして利用されてきたFEMAXI-7に対し、ペレットクラックや核分裂生成物ガス挙動の新規モデル開発、既存モデルの改良及び拡充、プログラムのデータ/処理構造見直し等の改良を行い、性能向上を図った。本論文では最近のモデル改良を経たFEMAXI-8を対象に、168ケースの照射試験ケースで得られた実測データを用いた総合的な予測性能検証を実施し、燃料中心温度やFPガス放出率について妥当な予測を与えることを示した。また別途実施したベンチマーク解析により、数値計算の安定性や計算速度についても前バージョンからの大幅な改善を確認した。

Recent research activities using NSRR on safety related issues

宇田川 豊; 杉山 智之; 天谷 政樹

Proceedings of 2016 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2016) (CD-ROM), p.1183 - 1189, 2016/04

JAEA launched ALPS-II program in 2010 in order to obtain regulatory data for advanced fuels. Five new reactivity-initiated accident (RIA) simulated tests on the advanced fuels have been performed. The first two fuels tested, VA-5 and VA-6, were 1717-PWR-type with stress-relieved and recrystallized M-MDA cladding tube, and irradiated to ~80 GWd/tU. The cladding failed due to the pellet-cladding mechanical interaction. Fission gas dynamics tests to promote a better understanding of the behavior of fission gas during an RIA are planned. A recent qualification test on a prototype pressure sensor demonstrated its ability to obtain history data of transient fission gas release. JAEA also launched a new experiment program using NSRR to investigate fuel degradation behaviors in the temperature region beyond-DBA LOCAs.

Analysis on split failure of cladding of high burnup BWR rods in reactivity-initiated accident conditions by RANNS code

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*; 更田 豊志

Nuclear Engineering and Design, 236(2), p.128 - 139, 2006/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.07.009

RIA条件での燃料ふるまいを解析するコードRANNSを開発した。このコードは1本の燃料棒の熱解析とFEM力学解析を行い、温度分布,PCMI接触力,応力歪み分布とそれらの相互作用を計算する。RANNSによる解析はFEMAXI-6の解析による事故直前状態から始める。高燃焼度BWR燃料を用いたFK-10とFK12実験の解析を行い、PCMI過程を詳細に分析した。その結果、ペレットの熱膨張は被覆管の変形を支配し、被覆管は二軸応力状態におかれること,被覆管の熱膨張は内側領域の応力を外側領域より大きく低下させることが明らかとなった。また幅の広いパルスを照射したシミュレーション計算を行い、被覆管の周方向応力値を実験に基づく推定値と比較検討した。

Modification of ring tensile test for LWR fuel cladding

杉山 智之; 永瀬 文久; 更田 豊志

Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.912 - 932, 2005/10

反応度事故条件下では膨張する燃料ペレットとの機械的相互作用により高燃焼度燃料被覆管が破損し得る。被覆管の破損限界を評価するため、ジルカロイ被覆管の機械特性を適切に測定するためのリング引張試験の改良を行った。その結果、試験片の摩擦や曲げモーメントに起因する不要因子を最小限にする試験手法及び試験片形状を開発した。その手法を非照射ジルカロイ4被覆管に適用し、機械特性の水素吸収量及び温度に対する依存性を評価した。水素濃度700ppm以上においては、300から473Kまでの温度範囲において明確な延性の増大が見られた。一方、500ppm以下の場合は300から573Kの温度範囲において延性の温度依存性が比較的小さいことを明らかにした。

反応度事故条件下におけるPCMI破損の駆動力及び破損限界に及ぼす被覆管水素脆化の影響

富安 邦彦; 杉山 智之; 中村 武彦; 更田 豊志

JAERI-Research 2005-022, 128 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-022.pdf:16.11MB

高燃焼度燃料の反応度事故条件下におけるPCMI破損の駆動力を明らかにし、また破損限界に対する被覆管水素脆化の影響を検討するため、高燃焼度PWR燃料を模擬した未照射燃料棒を対象とする反応度事故模擬実験をNSRRにおいて実施した。未照射ペレットを用いることでPCMI駆動力をペレット熱膨張に限定し、あらかじめ水素を吸収させた被覆管を用いることにより、燃焼の進行に伴う被覆管の機械的性質劣化のうち水素脆化の影響を抽出した。計14回の実験を行い、7実験において被覆管が破損した。燃料過渡挙動及び破損形態の点で、高燃焼度PWR燃料と同様のPCMI破損が生じた。これは高燃焼度燃料のPCMI破損における駆動力はペレット熱膨張で説明でき、FPガスの寄与は小さいことを示す。破損しなかった燃料棒においても、被覆管外周部の水素化物析出層(水素化物リム)とその内側の金属層との境界でとどまる多数の径方向亀裂が生じていたことから、金属層の強度が破損限界に対して重要であることが示唆される。破損時燃料エンタルピは水素化物リム厚さとよい相関があり、リム厚さの増大に伴い低下する傾向を示した。

Effects of pellet expansion and cladding hydrides on PCMI failure of high burnup LWR fuel during reactivity transients

更田 豊志; 杉山 智之; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 永瀬 文久

NUREG/CP-0185, p.161 - 172, 2004/00

軽水炉に対する安全基準のベースとなるデータを整備するため、原研のNSRRでは反応度事故など、異常過渡時や事故時の燃料挙動を調べる研究を進めており、パルス照射を利用して高燃焼度燃料に対する一連の実験を実施している。本論文では、ZIRLO及びMDA被覆管を備えた照射済PWR燃料を対象とした最近のNSRR実験の結果を示すとともに、燃料ペレット/被覆管機械的相互作用(PCMI)時のペレット膨張及び被覆管水素脆化の影響について論じる。さらに、ジルカロイ被覆管に対する機械特性試験についても紹介する。

Development of fuel performance code FEMAXI-6 and analysis of mechanical loading on cladding during power ramp for high burn-up fuel rod

鈴木 元衛; 上塚 寛

IAEA-TECDOC-CD-1345 (CD-ROM), p.217 - 238, 2003/03

http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1345_web/attention.pdf

軽水炉燃料の通常時及び過渡時のふるまい解析のためのコードFEMAXI-6を開発した。このコードは有限要素法の力学解析を用い、高燃焼燃料の様々な現象のモデルを持つ。本研究では、高燃焼BWR燃料のスエリングによるPCMIを解析した。出力ランプ時には大きなスエリングが生じ、被覆管の大きな直径増大をもたらすが、この現象をFPガスバブルの成長による新しいモデルを適用して解析した。その結果、実測値にほぼ等しい被覆管の直径増加を再現することに成功した。このバブル成長モデルはバブルサイズと外圧の間のバランスを仮定した平衡論モデルであり、FPガスの拡散、放出の計算と連成している。また本コードは、ペレットと被覆管のボンディングモデルを持ち、このモデルによって高燃焼燃料はランプ時のペレットスタックスエリングによって被覆管の軸方向の応力が発生して、被覆管は周方向及び軸方向の2軸引張り応力状態になることを見出した。

高燃焼度(4161GWd/tU)BWR燃料の反応度事故時挙動

中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 吉永 真希夫; 上塚 寛

JAERI-Research 2001-054, 49 Pages, 2001/12

JAERI-Research-2001-054.pdf:6.7MB

冷温起動時の反応度事故を模擬した条件で高燃焼度BWR燃料をパルス照射し、燃料の温度,変形,破損,FPガス放出挙動を調べた。本研究で用いた燃焼度56GWd/tUまでの国産BWR燃料では、被覆管の水素吸収量は約100ppm以下であり脆化が小さいため、ピーク燃料エンタルピ607J/g(145cal/g)までの実験条件の範囲ではペレット-被覆管機械的相互作用(PCMI)による被覆管の脆性的な割れ(PCMI破損)は生じなかった。さらに燃焼度の高い燃焼度61GWd/tUのBWR燃料では、水素吸収量が150ppmを超え、燃料エンタルピ260~360J/g(62~86cal/g)でPCMI破損が生じた。この高燃焼度BWR燃料の破損挙動は本実験により初めて見いだされたものである。また、照射後試験の結果、BWR燃料では水素化物分布が比較的ランダムに分布していたためPWR燃料に比べて低い水素吸収量で破損が生じたものと判断された。また、実験と解析コードによる計算結果の比較により、PCMI破損をもたらす被覆管の変形は主にペレットの熱膨張によってもたらされること、被覆管の温度が上昇した場合にはFPガスによる変形が顕著になることなどが明らかになった。

燃料挙動解析

鈴木 元衛

最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.131 - 140, 2001/06

通常運転時及び異常過渡時における燃料ふるまいを計算コードによって解析することは、燃料の安全性研究や設計において欠くべからざる手段であることは言うまでもなく、従来、国内外で多くのコードが開発され、検証されてきた。近年、燃焼度の伸長とともに、高燃焼度領域に特有の現象にまで解析の範囲を拡大することが要求されている。これに対し、従来のコードを高度化し、新しいモデルと機能を開発することが必要である。これについて、近年の状況と課題を述べる。