報告書番号

284061

タイトル（和文）

軽水炉燃料健全性評価コードＳＩＲＯＤの検証と改良

タイトル（英文）

VERIFICATION AND IMPROVEMENT OF THE SIROD CODE FOR FUEL RELIABILITY EVALUATION

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

ノールウェーのハルデン・プロジェクトで開発された当所に導入された軽水炉燃料健全性評価コードＳＩＲＯＤに関し，含まれるモデルの調査とコードの基本的性能に関する検証を行うとともに，より現実的な燃料健全性評価手法を検討しコードに改良を加えた。結果は以下の通りである。（１）実験炉，商用炉からのデータによる検証の結果，燃料温度，ＦＰガス放出率等に関し，ＳＩＲＯＤは妥当な結果を与える。ただし，被覆管変形については過小評価の傾向を示す。（２）ＳＩＲＯＤに含まれる各種のモデルは実験式を基にしたものが多く，その結果計算時間が短く，多量のデータ処理の必要がある商用炉炉心の燃料ふるまい解析に有効な手段と考えられる。（３）決定論的燃料破損評価より現実的と考えられる確率論的評価を可能とするため，燃料出力と破損出力の不確定性を考慮したモデルを組み込んだ。

概要 （英文）

THE SIROD CODE, DEVELOPED AT THE HALDEN REACTOR PROJECT IN NORWAY FOR THE LWR FUEL RELIABILITY EVALUATION,HAS BEEN TRANSFERRED TO CRIEPI. THE PRESENT PAPER DESCRIBES THE FUEL PERFORMANCEMODELS INCLUDED IN SIROD, THE RESULTS OF CODE VERIFICATION AND THE IMPROVEMENT OF THE CODE TO EVALUATE FUEL RELIABILITY. THE MAJOR FEATURES OF THE CODE ARE AS FOLLOWS. -ACCORDING TO THE VERIFICATION BY TEST AND POWER REACTOR DATA, SIROD GIVES THE REASONABLE VALUE FOR THE FUEL PERFORMANCE SUCH AS FUEL CENTERLINE TEMPERATURE AND FISSION GAS RELEASE ETC..HOWEVER, CLADDING DEFORMATION BY PCMI WAS SHOWN TO HAVE THE TENDENCY OF UNDER ESTIMATION. -A NUMBER OF THE FUEL PERFORMANCE MODELS INCLUDED IN THE CODE ARE BASED ON THE EMPIRICAL EQUATIONS OBTAINED FROM THE TEST REACTOR (HBWR) DATA.THIS MAKES SIROD A FAST RUNNING CODE. THE CODE, THEREFORE, IS THE EFFECTIVE TOOL TO PROCESS LARGE AMOUNT OF DATA, E.G. CORE-WIDE FUEL FAILURE ANALYSIS. -THE PROBABILISTIC APPROACH IS CONSIDEREDTO BE MORE RELEVANT THAN THE DETERMINISTIC ONE FOR PRACTICAL EVALUATION OF FUEL RELIABILITY. FOR THIS PURPOSE, THE MODEL WAS ASSEMBLED WITH THE ORIGINAL SIROD, TAKING ACCOUNT OF THE UNCERTAINTIES OF THE NOMINAL POWER VALUE AND OF THE DETERMINISTIC FAILURE THRESHOLD CALCULATED BY SIROD.

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