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沢 和弘; 見上 寿*; 田沢 勇次郎*; 塩沢 周策
Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.117 - 123, 1991/00
HTTRの安全評価において、1次冷却設備二重管破断事故時の被ばく評価を行っている。この事故時には、燃料温度は長期間にわたって比較的高温になる。従って、核分裂生成物の追加放出を考慮する必要がある。減圧事故時に炉心から放出される核分裂生成物の量を計算するために、HTCOREコードを開発した。本コードは、事故時に炉心から放出される核分裂生成物量を、放出速度を基に時間依存で計算する。HTTRの減圧事故時に炉心から原子炉格納容器内に追加放出される核分裂生成物の量は、希ガス4.8
10
MeV・Bq、よう素-131、5.510Bq、セシウム-137、2.610
Bqと評価された。
沢 和弘; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 市橋 芳徳
Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.55 - 61, 1991/00
HTTR燃料体からの核分裂生成物の放出量を計算する手法を開発した。希ガス及びよう素の放出は、スィープガスキャプセル照射試験で得られた
Krの(R/B)値に基づき計算する。金属性核分裂生成物の放出は、時間依存の拡散及び吸着をモデル化して計算する。これらの計算モデルについて、JMTRで実施されたキャプセル照射試験及びOGL-1燃料体照射試験結果を用いて検証計算を行なった。その結果、計算モデルが妥当であることが示された。