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過渡加熱条件下での照射済混合酸化物・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

原子炉事故時において破損炉心から環境への放出される放射性核種の種類と量(ソースタームと称する)を評価することは安全研究の中でのシビアアクシデントに関する研究として非常に重要である。融点を超えるような高温における高速炉燃料に関するソースタームの実験的データは非常に乏しい。そこで高速実験炉「常陽」で照射された燃料に対して加熱試験及びFP放出挙動分析・評価を実施した。酸化物燃料に関しては、揮発性FPであるCs放出速度の時間変化結果から、拡散と蒸発の律則寄与の考慮のうえに放出速度を評価すべきであることを提唱した。窒化物燃料における試験では酸化物燃料の場合とソースタームが異なる点を熱化学的考察により解釈し、試験雰囲気の酸素分圧が両者において差があったことを指摘している。したがって、実際の高速炉の炉心破損を伴うような事故時には冷却材であるNaの還元効果を考慮したうえで評価すべきであることを提唱している。

In the safety research for severe accidents of atomic power plants, it's of value to evaluate kinds and amounts of radioactive species released into the environment during atomic reactor accidents, which is called "source term". Especially, there are no experimental source term data for irradiated fast reactor fuels under the temperature over the melting point of fuels. JAEA has performed some experimental researches of FP release behavior in order to recognize the source term in FR plants with mixed oxide fuels irradiated in the experimental fast reactor, "JOYO". In the tests for oxide fuels, the time-dependence of the release rate of Cs indicate that Cs release could controlled not only by diffusion in fuel but also by vaporization. The source term results for nitride fuel were partly differed from those for oxide fuel. With thermochemical consideration, we indicated that the oxygen partial pressure around oxide fuel under the test was higher than around nitride fuel.

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