過渡・過熱条件下での照射済み混合酸化物・窒化物燃料中のFPのふるまい

The Behavior of fission products in irradiated mixed oxide/nitride fuel under transitional heating conditions

佐藤 勇

Sato, Isamu

原子炉事故時に環境へ放出される放射性物質のソースタームの評価は、安全研究として非常に重要であり、精度良い評価が必要である。特に高速炉における安全性評価に必要な融点を超える高温及び高速昇温を行った実験データはなく、軽水炉の知見をもとに保守的な仮定を用いた評価を行ってきた。しかし、高速炉安全性評価の精度向上,合理的なプラント設計の観点からFPの放出移行挙動を照射済燃料中のFP挙動に基づいて評価することが必要であり、特にFP放出移行プロセスの初期事象である燃料からのFP放出挙動を評価することが重要な課題である。高速炉燃料からのFP放出現象の実験データを取得するためFP放出挙動試験装置を開発し混合酸化物燃料(MOX)及び混合窒化物燃料に関する独創的な実験的研究を行い、モデル開発を含めた顕著な成果を挙げている。また、高いFP閉じ込め性能及び高熱伝導度等の良好な熱物性を有する窒化物燃料に対するFP放出挙動に関して、分子軌道法による基礎的な物性評価とともに照射済混合窒化物燃料における同様の試験を行い、ソースターム評価のほか、再臨界事象時のシナリオに影響を与えるスエリング挙動に関する知見を得ている。

In the sphere of safety research of atomic power plants, it's of value to evaluate "source term" of radioactive species released into the environment during atomic reactor accidents. The high level accuracy is needed for the source term in points of safety and economic views. Especially, there are no experimental source term data for irradiated FR fuels under the temperature over the melting point of fuels and at rapid heating rate. Therefore, the experimental data for LWR fuels have been applied for the source term evaluation of FRs with some conservative assumptions. FP behavior in irradiated mixed nitride fuel with high FP gas entrapment function and high thermal conductivity and the material properties have been studied with the equivalent heating tests and a molecular orbital method, respectively. These results contributed to the source term evaluation and the swelling behavior related to the scenario during re-criticality of FRs.