高温ガス炉1次系配管破断事故条件下における黒鉛ダスト及び沈着核分裂生成物挙動の検討

An Investigation of graphite dust and plateout fission product behavior under pipe rupture accident condition in primary cooling system of high temperature gas-cooled reactor

沢 和弘

Sawa, Kazuhiro

高温ガス炉では、通常運転時に微量の核分裂生成物が燃料から放出され1次冷却系を移行する。燃料から放出された核分裂生成物は、循環中に1次冷却設備の内壁面に沈着する。高温ガス炉の原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性が損なわれる事故、例えば1次冷却設備二重管破断事故(減圧事故)時には、この沈着核分裂生成物が破断に伴う環境の物理的・化学的変化によって剥離(リフトオフ)し、1次冷却設備から放出され、被ばく評価上影響を及ぼす可能性がある。この脱離挙動は、非常に複雑な現象であり、これまで定量的なモデルは確立されていない。そこで、大口径破断事故を模擬した核分裂生成物脱離実験を行った。実験としては、配管沈着FPに関するものと、黒鉛ダスト挙動に関するものについて別々に実施した。ここでは、これらのデータに基づき、物理現象を取込んだ乱流バーストモデルの当てはめを検討した。

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