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斎藤 伸三; 塩沢 周策; 福田 幸朔; 近藤 達男
Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.31 - 36, 1991/00
HTTR燃料に対する安全上の要求は、1.初期破損率は0.2%以下であること、2.被覆燃料粒子は通常運転条件下で系統的な破損のないこと、3.燃料は、運転全期間を通じて、照射損傷や化学侵食を考慮しても健全性が維持できる設計であること、4.燃料最高温度は、通常運転時はもとより異常な過渡変化時においても、破損しないため1600
Cを超えないこと、である。このため、広範なR&Dが実施され、上記要求を満たすことが確認された。R&Dは、燃料製造、通常時の照射挙動及び異常の安全性の分野において行われた。本稿は、これら安全上の要求とR&Dについて総括的に示したものである。
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。