植田 祥平 
; 角田 淳弥 ; 江森 恒一; 高橋 昌史*; 沢 和弘
Ueta, Shohei; Sumita, Junya; Emori, Koichi; Takahashi, Masashi*; Sawa, Kazuhiro
日本原子力研究所において、高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10
MBq/m以下であり、Kr及びXe核種の濃度は、0.1MBq/m以下であった。
Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約2
10
,定格30MW出力時において約710であった。事前解析によるKr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。
no abstracts in English
使用言語 |
: | English |
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掲載資料名 |
: | |
巻 |
: | 40 |
号 |
: | 9 |
ページ数 |
: | p.679 - 686 |
発行年月 |
: | 2003/09 |
キーワード |
: | HTGR; HTTR; Rise-to-power Test; Coated Fuel Particle; Primary Coolant; Radioactivity; Fractional Relianse; Recoil; Diffusion; Model |
論文URL |
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論文解説記事 |
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Access |
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- Accesses |
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パーセンタイル：64.66 分野：Nuclear Science & Technology |
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