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報告書

高温ガス炉ガスタービンプラントにおける銀の挙動の検討

沢 和弘; 田中 利幸

JAERI-Research 95-071, 23 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-071.pdf:0.53MB

将来の有望な高温ガス炉システムの一つであるガスタービン高温ガス炉の設計においては、ガスタービンの保守補修の観点から核分裂生成物、特に銀の挙動が重要であると考えられている。そこで、現在の知見に基づき、ガスタービン高温ガス炉の設計上銀がどの程度問題になりうるかを定量化するとともに、その対策と必要な研究課題を摘出するために、ガスタービン高温ガス炉における銀の挙動について検討を行った。検討は、生成量、燃料からの放出、1次系への沈着、線量率についてそれぞれ行った。本検討結果によると、原子炉停止後のガスタービン部の線量率の約半分が沈着している銀からのガンマ線によると予測された。今後、合理的な設計を行うためには、銀の放出挙動、沈着挙動に関し、HTTRを用いてより精度の高いデータを取得していく必要があると考えられる。

報告書

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

沢 和弘

JAERI-Research 95-042, 45 Pages, 1995/06

JAERI-Research-95-042.pdf:1.13MB

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。

論文

Prediction of nongaseous fission products behavior in the primary cooling system of high temperature gas-cooled reactor

沢 和弘; 村田 勲; 七種 明雄; 新藤 隆一; 塩沢 周策; 馬場 治

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.654 - 661, 1994/07

https://doi.org/10.3327/jnst.31.654
 被引用回数：3 パーセンタイル：35.77(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉(HTGR)では、通常運転時に微量の核分裂生成物が主に被覆層が破損した燃料から放出され、1次系を移行する。一方、高温ガス炉は1次冷却材としてヘリウムガスを用いるのでそれ自身の放射化が無く、放射化生成物の発生量も非常に少ない。そのため、核分裂生成物からのガンマ線が高温ガス炉の遮へい設計上主要な線源となり、核分裂生成物の燃料からの放出量のみならず1次系内の沈着分布も適切に評価する必要がある。そこで、高温ガス炉の1次系における沈着分布の予測を高温工学試験研究炉の1次系における沈着分布の計算結果に基づき行った。計算に先立って、計算モデルの妥当性を実験で得られた沈着分布と比較することによって検証し、モデルのHTGR1次系の沈着分布予測への適用性を確認した。本報は、解析モデルの検証結果とともに、HTGRの1次系の沈着分布の予測を示したものである。

報告書

高温ガス炉の核分裂生成物沈着量計算コード: PLATO

鈴木 勝男; 森本 俊雄*

JAERI-M 9264, 28 Pages, 1981/01

JAERI-M-9264.pdf:0.83MB

本報告書は、高温ガス炉の1次冷却系機器に沈着する核分裂生成物量を計算するコードPLATOのモデルおよび数値計算について述べている。この計算コードは熱伝達類似の物質移動表式に吸・脱着機構の記述を組込んだモデルを用い、開放の単一管に限らず、原子炉冷却系のような種々の配管、機器の連った一巡ループをも扱いうることを特徴としており、核分裂生成物の冷却材中濃度の系内の分布、流路壁面上沈着量の系内の分布および冷却材中より壁面上に除去される率などを算出する。なお、沈着実験の解析によって本コードのモデルの妥当性を示すとともに、回路構成のちがい、流入量の大きさ、純化処理の有無などの沈着量に及ぼす影響についての検討結果、多目的高温ガス実験炉での沈着量の計算結果も示している。

論文

EPプレートアウト非破壊定量測定法の検証実験

寺田 博海; 片桐 政樹; 若山 直昭

日本原子力学会誌, 23(10), p.762 - 771, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.23.762
 被引用回数：1 パーセンタイル：24.39(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉やIn-pileガスループなどにおける一次系配管機器にプレートアウトしたFP核種を定量する目的で開発した「FPプレートアウト非破壊定量測定法」に対して検証実験を実施した。本FPプレートアウト非破壊定量測定法では、配管内面のプレートアウト密度($$mu$$Ci/cm$$^{2}$$)を求めるためにプレートアウト換算係数を用いている。この換算係数は、本測定法において最も重要な量であり、理論式と実験式とを組み合わせた近似的計算手法によって求めている。今回行なった検証実験では、点状の標準線源を利用してプレートアウト模擬装置を製作して、実際の換算係数を実験によって求め、近似計算による換算係数との比較を行なった。比較の結果、カンマ線エネルギー100keV~2MeVの範囲で、実験値と計算値は良く一致した。このことから、換算係数の近似的計算法の妥当性が実験によって検証されたといえる。

論文

In-situ measurement of fission product plateout in in-pile gas loop using portable Ge(Li) gamma-ray spectrometer

寺田 博海; 片桐 政樹; 高橋 秀武; 若山 直昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(3), p.225 - 240, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jnst.17.225
 被引用回数：2 パーセンタイル：33.82(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉一次系配管の内面に沈着するFP核種のプレートアウト密度を非破壊で定量測定する方法の開発を行なった。配管の内面に沈着した核種が放出するガンマ線を鉛コリメーターを取り付けた可搬型Ge(Li)検出器を用いて外部から走査する方式である。OGL-1における最初の被覆粒子燃料高温照射試験が行なわれた後の一次系配管に対して、本方式によるFPプレートアウトのIn-situ測定を実施した。測定したガンマ線スペクトルから同定された核種は、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$I,$$^{9}$$$$^{5}$$Zr,$$^{9}$$$$^{5}$$Nb,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$Ag,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$La,$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{5}$$$$^{8}$$Co,$$^{5}$$$$^{4}$$Mn,$$^{5}$$$$^{1}$$Cr,$$^{6}$$$$^{5}$$Zn,$$^{5}$$$$^{9}$$Fe,$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb,$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{2}$$Sb,$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{2}$$Ta,$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{1}$$Hf,$$^{2}$$$$^{4}$$Na,$$^{4}$$$$^{6}$$Sc、などであった。また、これらの核種のプレートアウト密度は10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{-}$$$$^{5}$$$$mu$$Ci/cm$$^{2}$$の範囲にあることが検出器の較正実験と解析計算とから求めた換算係数を用いた定量により明かになった。

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