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Modeling of fuel performance and fission product release behaviour during HTTR normal operation; A Comparative study on the FZJ and JAERI Modeling approach

HTTR運転中の燃料及び核分裂生成物挙動モデル; FZJと原研のモデル化の比較研究

Verfondern, K.*; 角田 淳弥; 植田 祥平; 沢 和弘

Verfondern, K.*; Sumita, Junya; Ueta, Shohei; Sawa, Kazuhiro

HTTRの運転中の燃料及び核分裂生成物挙動を予測するために、ユーリッヒ研究所で安全設計に用いられてきた手法を適用した。計算は110日の高温試験運転を含むHTTRの想定運転計画に基づき行った。その結果、追加破損率は製造時の2倍程度の約5$$times$$10$$^{-6}$$と予測された。安全裕度を見込んだ安全評価では、最大1$$times$$10$$^{-3}$$の破損率となった。燃料コンパクトからの金属FPの拡散放出は、銀で10%(ノミナル値),50%(安全評価値)と評価された。同様に、ストロンチウム(ノミナル値1.5$$times$$10$$^{-3}$$,安全評価値3.1$$times$$10$$^{-2}$$),セシウム(ノミナル値5.6$$times$$10$$^{-4}$$,安全評価値2.9$$times$$10$$^{-2}$$)と評価された。セシウムの結果は、原研のモデルによる結果と傾向的に良く一致した。さらに、ZrC被覆燃料粒子の照射健全性及び核分裂生成物放出挙動についても計算を行い、データベースの拡充が必要であるとの結論を得た。

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