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論文

Prediction of fission product release during the LOFC experiments at the HTTR

Shi, D.*; Xhonneux, A.*; 植田 祥平; Verfondern, K.*; Allelein, H.-J.*

Proceedings of 7th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2014) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/10

高温ガス炉技術の安全性と当該事象下で想定される物理現象の確証を目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた実証試験が行われた。OECD主導によるLOFC(冷却材喪失事故)プロジェクトの一部として、HTTRを用いた3つのシリーズ試験運転が計画された。本試験運転では、ガス循環機の全台停止によって1次冷却材流量を異常低下させ、原子炉をスクラム不能かつ反応度制御しないATWS(原子炉スクラム失敗を伴う予期された過渡事象)とする計画であり、本事象下において原子炉の再臨界を伴う。本論では、ユーリッヒ研究所が新たに開発したソースターム解析コードSTACYについて、またLOFC試験条件下でのHTTR炉心における核分裂生成物挙動の計算結果について述べる。STACYは元来、核分裂生成物の移行放出挙動シミュレーションの検証・妥当性確認モデルであり、本研究において中空円筒形状の燃料コンパクトや六角柱状ブロック型炉心を取扱えるよう拡張改良した。本論では、3次元連続エネルギーモンテカルロ燃焼計算コードSERPENTならびに事故・過渡事象時の核分裂生成物移行放出挙動の多群解析モデルMGTによる時間依存の核熱流動解析値にもとづくSTACYの計算結果について述べる。

論文

Prediction of fuel performance and fission gas release behavior during normal operation of the High Temperature Engineering Test Reactor by JAERI and FZJ modeling approach

沢 和弘; 植田 祥平; 角田 淳弥; Verfondern, K.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(6), p.411 - 419, 2001/06

高温ガス炉では高温の原子炉出口冷却材温度を得るために、燃料として被覆粒子を用いている。高温ガス炉では通常運転時及び事故時において、被覆燃料粒子が微小な格納容器として放射性物質に対する主要な障壁となる。HTTRでは、通常運転において1次冷却材中の核分裂ガス測定を行い、燃料挙動及びプラント内の放射性物質量の評価を行う必要がある。本報の主たる目的は、HTTRの通常運転時における燃料及び核分裂生成物の挙動を原研のモデルとドイツのユーリッヒ研究所(FZJ)のモデルで計算し、結果及び方法の比較検討を行うことである。炉心平均の破損率の評価では、原研のモデルの方がFZJモデルよりも早期に破損し約2倍大きく予測された。核分裂生成物ガスの評価では、FZJモデルは原研モデルよりも遅く増加し始めるが、その後運転末期に向かって急激に上昇し最終的には一致した。

報告書

Modeling of fuel performance and fission product release behaviour during HTTR normal operation; A Comparative study on the FZJ and JAERI Modeling approach

Verfondern, K.*; 角田 淳弥; 植田 祥平; 沢 和弘

JAERI-Research 2000-067, 127 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2000-067.pdf:6.64MB

HTTRの運転中の燃料及び核分裂生成物挙動を予測するために、ユーリッヒ研究所で安全設計に用いられてきた手法を適用した。計算は110日の高温試験運転を含むHTTRの想定運転計画に基づき行った。その結果、追加破損率は製造時の2倍程度の約5$$times$$10$$^{-6}$$と予測された。安全裕度を見込んだ安全評価では、最大1$$times$$10$$^{-3}$$の破損率となった。燃料コンパクトからの金属FPの拡散放出は、銀で10%(ノミナル値),50%(安全評価値)と評価された。同様に、ストロンチウム(ノミナル値1.5$$times$$10$$^{-3}$$,安全評価値3.1$$times$$10$$^{-2}$$),セシウム(ノミナル値5.6$$times$$10$$^{-4}$$,安全評価値2.9$$times$$10$$^{-2}$$)と評価された。セシウムの結果は、原研のモデルによる結果と傾向的に良く一致した。さらに、ZrC被覆燃料粒子の照射健全性及び核分裂生成物放出挙動についても計算を行い、データベースの拡充が必要であるとの結論を得た。

口頭

Burn-leach; The Most important test in the manufacture of HTGR fuel

Nabielek, H.*; Verfondern, K.*; Tang, C.*; 植田 祥平

no journal, , 

燃焼-酸浸出法は高温ガス炉燃料の品質を決定するうえで最も詳細な手法である。独国ではAVR用燃料製造において、燃料核,粒子及びオーバーコート粒子の全製造データを分析し、オーバーコート法を自動化することにより品質を向上できた。中国ではHTR-10用初装荷燃料として約2000個が製造され、初期の製造バッチにおいて改良の効果が認められた。日本ではHTTR用初装荷燃料の製造において、コンパクト中の粒子充填率がペブル型の10%に対し30%と遙かに高いにもかかわらず、低い破損率を達成した。これらの結果は、将来の二酸化ウラン核被覆燃料粒子の製造品質基準に寄与するものである。

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