BEST-ESTIMATE PLUS UNCERTAINTY ANALYSIS OF 37-ELEMENT CANDU FUEL RELIABILITY

Abstract

Song, Jason (Chemical Engineering). Royal Military College of Canada. April 2021. Best Estimate Plus Uncertainty Analysis of 37-Element CANDU Fuel Reliability. Supervisors: Drs. Paul K. Chan, Hugues W. Bonin, and M. Pandey. A novel method for assessing the reliability of the 37-element CANDU [Canada Deuterium Uranium (reactor)] fuel was developed. The approach follows the principle of “best estimate plus uncertainty” where reliability or probability of failure to meet fuel performance criteria is predicted via a best-estimate code with probabilistic treatment of both manufacturing and operating conditions. This method can be implemented where there is availability of an accurate best-estimate code for a fuel type, as well as sufficient manufacturing and operating data to be adapted for probabilistic treatment of code input. Furthermore, this method can be used for various applications within the nuclear industry, including safety design and analysis of novel fuels, as well as changes to existing fuel designs, identification of limiting failure criteria, and performance sensitivities to changes in manufacturing and operating conditions. In this study, the methodology is developed and implemented for the CANDU fuel type, with fuel performance predicted using the Canadian industry standard codes, ELESTRES and ELOCA. The two codes respectively model fuel behaviour during normal operation and transient conditions. The probability distributions of input variables pertaining to the fuel properties were adapted from real manufacturing data supplied by the Cameco Fuel Manufacturing Inc. The inputs for fuel element operating data were simulated from corefollowing data generated using a 3D diffusion code, the Reactor Fuelling Simulation Program. The reactor model used for the study is the Darlington Nuclear Generating Station core type. Random sampling was used to obtain input parameter values for the codes, and the outputs were compared against failure criteria derived from industry norms to determine the probability of failure. iii The results of the study yielded probability distributions of fuel output response functions which predict zero probability of failure against limit conditions during normal operation of the fuel. A loss of coolant accident scenario with an 80% reactor outlet header break was also assessed, which predicts a zero probability of fuel failure. The output distributions were also compared to a deterministic “limit of envelope” benchmark, which is a generic adaptation of current safety benchmarking practices used within the industry. The output response functions predicted by the current study exhibited significantly larger safety margins to limit conditions in comparison to the benchmark case. This finding provides a novel demonstration of additional safety margin that is not accounted for by the current, conventional safety benchmarks. A global sensitivity analysis was also conducted, which provided a novel confirmation of the hierarchy of sensitivities of the output fuel response functions to the variance of individual input parameters. Keywords: Best Estimate Plus Uncertainty, CANDU Fuel, Fuel Management, Fuel Performance, Reactor Safety Licensing, Fuel Safety Analysis, Reactor Aging. iv Résumé Song, Jason (Génie Chimique). Collège Militaire Royal du Canada. Avril 2021. Meilleure estimation plus analyse d'incertitude de la fiabilité du combustible CANDU à 37 éléments. Superviseurs: Dr. Paul K. Chan, Dr. Hugues W. Bonin, et Dr. M. Pandey. Une nouvelle méthode d'évaluation de la fiabilité du combustible CANDU [Canada – deutérium - uranium (réacteur)] à 37 éléments a été mise au point. L'approche conceptuelle suit le principe de «meilleure estimation plus incertitude» lorsque la fiabilité ou la probabilité de transgression d'un critère de performance du combustible est prédite grâce à un code de «meilleure estimation» qui effectue un traitement probabiliste des conditions de fabrication et d’exploitation. Cette méthode peut être mise en œuvre lorsque l’on peut disposer d’un code précis de meilleure estimation pour un type de combustible et d’un ensemble suffisant de données de fabrication et d’exploitation qui peuvent être adaptées pour un traitement probabiliste de l’ensemble des données d’entrée du code. Cette méthode peut être utilisée pour diverses applications dans l’industrie nucléaire, incluant des études de sûreté pour le design et l’analyse de nouveaux combustibles, les modifications des designs actuels, l’identification des limites pour les critères de défaillance, et de la sensibilité de la performance aux changements des conditions de fabrication et d’exploitation. Dans cette étude, les performances du combustible CANDU ont été prédites à l'aide des codes standard de l’industrie nucléaire canadienne, ELESTRES et ELOCA, qui, respectivement, modélisent le comportement du combustible en régime normal d’exploitation et dans des conditions de régime transitoire. Des distributions de probabilités pour les variables d’entrée pertinentes au combustible ont été adaptées en utilisant les données réelles de fabrication fournies par Cameco Fuel Manufacturing Inc. Les données d’entrée pour l’exploitation des éléments de combustible ont été obtenues par la simulation à partir d’un ensemble de données de suivi du cœur du réacteur générées par un code de diffusion en 3-D appelé « Reactor Fuelling Simulation Program v » (RFSP). Le modèle de réacteur utilisé pour l'étude est le type de cœur de la Centrale Nucléaire de Darlington. On a utilisé un échantillonnage aléatoire pour obtenir les valeurs des paramètres d’entrée pour les codes, et les valeurs de sortie ont été comparées aux critères de défaillance. Les distributions des probabilités des variations des données de sortie pour la performance du combustible ont été obtenues par la méthode qui prédit une probabilité zéro d’atteindre les conditions limites de défaillance durant l’exploitation normale du combustible. Un scénario d'accident de perte de liquide de refroidissement avec une rupture de tête de réacteur à 80% a également été évalué, qui prédisent également une probabilité nulle de défaillance avant l'arrêt. Les distributions des valeurs de sortie ont été aussi comparées à celles obtenues d’un repère déterministe « limite d’enveloppe », qui est une adaptation générique des pratiques courantes de référence en sûreté utilisées dans l’industrie. L’analyse de référence a prédit des valeurs des paramètres de sortie nettement plus près des conditions-limites que les valeurs déterminées dans la présente étude, ce qui indique que la marge de sûreté disponible est supérieure à celle prédite par les résultats de sûreté de référence courants. Mots-clefs : « Meilleure estimation plus incertitude », Combustible CANDU, Gestion du combustible, Performance du combustible, Homologation de la sûreté des réacteurs, Analyse de la sûreté du combustible, Vieillissement du réacteur.