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植田 祥平; 角田 淳弥; 江森 恒一; 高橋 昌史*; 沢 和弘
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(9), p.679 - 686, 2003/09
被引用回数:13 パーセンタイル:64.64(Nuclear Science & Technology)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10MBq/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210,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。
茅野 政道; 林 隆; 石川 裕彦; 横川 三津夫
JAERI-M 90-173, 23 Pages, 1990/10
原子炉事故時等の緊急時において、実時間でサイト周辺の風速場及び大気拡散・被曝線量を計算するコードを開発した。計算モデルは、3次元質量保存風速場モデルと大気拡散計算のための粒子拡散モデルである。これらの計算コードは、小型計算機を用いて運用された場合でも迅速な応答が可能となるように、風速場モデルに対して高速の反復計算法(MILUCR法)を、また濃度、線量モデルにカーネル法を導入した。本報告では、数値モデルの内容、計算コードの構成、関連入出力ファイル、計算例を示す。
茅野 政道
JAERI-M 83-098, 21 Pages, 1983/07
沸騰水型原子炉の運転中何らかの原因により、主蒸気管が破断した場合には、破断口から冷却材の流出がおこり核分裂生成物が、直接発電所敷地周辺へ放出される可能性がある。この主蒸気管破断事故は、原子炉立地審査指針で述べられている重大事故及び仮想事故の1つとして、用いられている。ここで、主蒸気隔離弁閉鎖前に破断口から放出される核分裂生成物による被曝評価は、半球モデルとよばれる簡単なモデルが用いられているが、このモデルの結果は、場合によってかなり過大評価となる。ここでは、より現実的なシミュレーションの可能なモデルとして、流出蒸気の浮上や、拡散を考慮したパフモデルと粒子拡散モデルを用いた評価法について検討した。