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Prediction of fuel performance and fission gas release behavior during normal operation of the High Temperature Engineering Test Reactor by JAERI and FZJ modeling approach

高温工学試験研究炉の通常運転時の燃料及び希ガス挙動の原研及びFZJモデルによる予測

沢 和弘; 植田 祥平   ; 角田 淳弥 ; Verfondern, K.*

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

高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材温度を得るために、燃料として被覆粒子を用いている。高温ガス炉では通常運転時及び事故時において、被覆燃料粒子が微小な格納容器として放射性物質に対する主要な障壁となる。HTTRでは、通常運転において1次冷却材中の核分裂ガス測定を行い、燃料挙動及びプラント内の放射性物質量の評価を行う必要がある。本報の主たる目的は、HTTRの通常運転時における燃料及び核分裂生成物の挙動を原研のモデルとドイツのユーリッヒ研究所(FZJ)のモデルで計算し、結果及び方法の比較検討を行うことである。炉心平均の破損率の評価では、原研のモデルの方がFZJモデルよりも早期に破損し約2倍大きく予測された。核分裂生成物ガスの評価では、FZJモデルは原研モデルよりも遅く増加し始めるが、その後運転末期に向かって急激に上昇し最終的には一致した。

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分野:Nuclear Science & Technology

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