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鈴木 元衛; 斎藤 裕明*
JAERI-Data/Code 94-011, 178 Pages, 1994/09
JAERI-Data-Code-94-011.pdf:3.84MB
軽水炉の高燃焼度燃料棒の通常時及び過渡時のふるまいを解析する計算コードEXBURN-Iを開発した。高燃焼領域では、FPガス放出、被覆管の水側腐食、ペレットの性質の変化などが、燃焼度に依存しつつ燃料棒のふるまいに大きく影響する。こうした現象を解析するため、本バージョンにおいてはFEMAXI-IVをベースとしつつ、改良を施し、新たなモデルを組み入れた。本報告は、コードの全体構造とモデル及び物性値の説明を行い、入力マニュアル及び標準出力例を添えたものである。本コードの性能の実験データによる検証と向上は次の段階でなされる。
松本 実喜夫; 遠藤 泰一; 伊藤 治彦; 板橋 行夫; 猿田 徹; 横内 猪一郎; 安藤 弘栄
JAERI-M 92-212, 62 Pages, 1993/01
高温ガス冷却炉(HTGRs)の設計及び安全解析において、燃料から放出する核分裂生成物(FP)の1次冷却系への沈着・離脱挙動を把握することは重要である。JMTRでは、高温工学試験研究炉(HTTR)用燃料照射研究に用いている高温ガス冷却ループ照射装置(OGL-1)の1次冷却系に沈着するFP分布測定を原子炉運転中及び停止後にわたって行ってきた。その結果、ヨウ素の沈着が温度上昇に対して指数関数的に減少すること、表面が冷却されている2基の再生熱交換器に系内全ヨウ素の60%が沈着することを明らかにした。また、燃料照射温度が1500
Cの場合、ヨウ素放出率は1300Cの約100倍になることを確認した。更に、本報では、原子炉運転中と停止後によるFP沈着・離脱に係る系内ヨウ素分布の変化について報告する。
柳澤 和章; 近藤 吉明*; E.Kolstad*
日本原子力学会誌, 28(7), p.641 - 657, 1986/00
被引用回数：4 パーセンタイル：48.02(Nuclear Science & Technology)17
17PWR型燃料棒のペレット-被服相互作用(PCI)に及ぼす燃焼度と燃料設計因子の効果を研究した。その結果、(1)燃焼度の増加はPCIを加速すること、(2)直径ギャップを小さくしたり、加圧量を小さくすると、PCIが加速されること、また両端ディッシュに両面取りをかけ、更にL/Dを小さくすると、PCIが低下すること、が明らかになった。(3)燃焼度18MWd/kgUで、周期20~25分の出力サイクル実験を、線出力45kW/mと30kW/mの間で、620回実施したが、燃料は健全であった。サイクル中に5~10%の範囲で出力オーバーシュートが生じ、径方向PCIはその都度、約0.05%増加した。出力サイクル後の燃料棒内圧値は、サイクル棒とレファレンス棒ほぼ同じで、約3.8
0.1MPaであった。即ち、サイクリングによるFPガス放出率の加速傾向は殆んどなかった。燃料からのFPガス放出率は、拡散律速の√t(tは時間)依存型であった。(4)実験中、1本の燃料棒にPCI破損が生じたが、それは燃焼度12MWd/kgU,線出力50kW/m,直径歪0.25%,ガス増加圧力2.0MPa等の条件下にあった。
山本 克宗; 横内 猪一郎; 岡川 誠吾; 比佐 勇; 石渡 名澄
JAERI-M 83-007, 50 Pages, 1983/03
JMTRの高温高圧炉内水ループ(OWL-1)を用いて、一連の人工欠陥燃料照射によるFP放出実験か行われ、この実験中に、ループ1次冷却系内に放出されたFP核種(および
Np)を測定した。ループ1次冷却水中での放射性ヨウ素の化学形は主としてI
であったが、原子炉停止直後にはI
(IO
,IO
)が50%以上になることもあった。ループ1次系内に挿入した金属板試料には主として
I,Mo,Npが付着した。FP放出実験終了後に配管等の壁面に付着して1次系内に残留しているIの量と系内水洗時のI濃度との関係について検討した。この他イオン公刊樹脂塔によるlに水中の除去効率、ループの気水分離器内でのIの気液分配、水中のFPの存在形態などについて測定を行った。また、 放射性ヨウ素について、照射初期、定常運転時および冷却水条件の変動時のR/B(放出速度/生成速度)と崩壊定数との関係をプロットし、人工欠陥燃料からのこれらの核種の放出について若干の考察を行った。
石渡 名澄
JAERI-M 7983, 18 Pages, 1978/11
軽水型動力炉の破損燃料からFPよう素が追加放出される現象を明らかにするため、あらかじめ被覆管に欠陥穴を作った二酸化ウランペレット-ステンレススチール被覆管型燃料試料を製作し、水冷却型インパイル・ループの炉内管において照射し、ループ冷却水中にFPを放出させた。実験パラメータとして、ループ冷却水の圧力低減及び温度降下、そして燃料試料被覆管欠陥穴の直径と位置を選定した。各実験について、それぞれ燃料系内および冷却水系内におけるよう素131インベントリーおよびその移行に関する経時変化の様相を求めた。よう素131の追加放出量に関して、ループFP放出実験の結果と実用の軽水型動力炉プラントの測定結果の比較を試みた。
