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報告書

シビアアクシデント時の強放射能FPの挙動予測に関する研究; スコーピング実験とCs,Ba,Srに関する基礎的知見

山脇 道夫*; J.Huang*; 利根川 雅久*; 小野 双葉*; 安本 勝*; 山口 憲司*; 杉本 純

JAERI-Tech 98-003, 32 Pages, 1998/02

JAERI-Tech-98-003.pdf:1.12MB

シビアアクシデント時のソースタームを精度良く評価するため、原研では照射燃料からのFP放出実験(VEGA)計画を開始している。燃料から放出されるFPは、化学形に応じて蒸気圧が異なるため、それに応じて大きく異なった移行挙動を示す。そこで、燃料から放出されたFPの高温雰囲気下での化学形及び蒸気圧を精度良く知ることにより、捕集装置までのFP移行挙動を明らかにするとともに、実炉での挙動を評価するためのモデルの開発を目指したVEGA計画の補完的な基礎研究を開始した。本研究では、FPを模擬したCs,Ba,Sr化合物をクヌッセンセルに導入し、水蒸気や水素の存在する高温雰囲気でのFPでの化学形と蒸気圧を求めるためのスコーピング実験を実施し、ソースターム評価上重要なCs,Ba,Srについて基礎的な知見を得た。

論文

Modified conversion ratio measurement in light water-moderated UO$$_{2}$$ lattices

中島 健; 赤井 昌紀

Nuclear Technology, 113, p.375 - 379, 1996/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:45.07(Nuclear Science & Technology)

種々の中性子スペクトル場における核計算手法の精度を調べるために、4種類の軽水減速UO$$_{2}$$燃料格子の修正転換比(MCR:$$^{238}$$U捕獲反応率の全核分裂率に対する比)を測定した。本測定では、軽水臨界実験装置TCAで照射した燃料棒内に蓄積した$$^{239}$$Npと$$^{143}$$Ceの$$gamma$$線スペクトルを非破壊的に測定し、$$^{238}$$U捕獲と全核分裂の相対反応率を求める。測定した格子の減速材対燃料体積比(Vm/Vf)は1.50(減速不足)から3.00(減速過剰)の範囲である。測定したMCRは、0.477$$pm$$0.014(Vm/Vf=1.50)、0.434$$pm$$0.013(1.83)、0.383$$pm$$0.011(2.48)及び0.356$$pm$$0.011(3.00)であった。JENDL-3ライブラリを用いたモンテカルロ計算は、稠密UO$$_{2}$$格子と同様にMCRの増加に伴い過大評価する傾向を示してはいるが、全ての炉心に対して実験値と良く一致した。

報告書

FPガス圧力計再計装技術の開発,II; 遠隔操作による溶接組立技術

大島 邦男; 清水 道雄; 田山 義伸; 松本 正勝; 河村 弘; 石井 忠彦; 相沢 静男; 中川 哲也; 佐藤 均; 酒井 陽之

JAERI-M 93-206, 48 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-206.pdf:2.31MB

JMTRでは、1985年からFPガス圧力計再計装技術の開発を開始して以来、再計装機器の設計・製作及びその炉内性能試験、ホットセル内での照射済燃料棒と再計装機器との組立技術及びキャプセルへの挿入技術の開発を行ってきた。1990年には、これらの技術により軽水炉で照射された2本の燃料棒にそれぞれ再計装機器を計装し、JMTRで出力急昇試験を実施した。この結果、FPガス圧力計は、燃料棒の出力変動に伴う内圧変化を連続して測定し、所期の目的を達成した。現在、JMTRにおいて本技術を用いたFPガス圧力計再計装燃料棒での出力急昇試験が進められている。本報告では、これらの技術開発全体の概要を述べるとともに、ホットセル内での遠隔操作による燃料棒と再計装機器との溶接組立技術の開発について詳細に述べる。

報告書

照射済燃料を用いたSPERT及びPBF・RIA実験における燃料破損挙動の再評価

本間 功三*; 石島 清見; 藤城 俊夫

JAERI-M 92-044, 322 Pages, 1992/04

JAERI-M-92-044.pdf:20.75MB

NSRR計画では、これまでの未照射燃料を用いた実験に引続き、照射済燃料を用いた実験を進めている。本報告書は、NSRR照射済燃料実験と比較対照される海外照射済燃料RIA実験(SPERT及びPBF実験)の燃料破損挙動に関する知見を整理見直したものである。その結果、従来の未照射燃料実験とは異なる破損形態が認められた。即ち、SPERTでは、被覆管ふくれ破損とPCMI破損、PBFでは、PCMI破損であった。被覆管ふくれ破損は、予備照射中のFPガス放出やパルス照射時のFPガス放出と関連があると思われる。SPERT実験においてPCMIにより低発熱量時(85cal/y)に破損した燃料棒の破損原因は、予備照射中の過大な燃料棒腐食に伴う被覆管の脆化に起因していると思われる。また、一般的な照射済燃料の反応度事故時において想定される破損メカニズムと影響因子の関係を評価した。

報告書

FP挙動評価計算コード; FPRETAINの開発および検証,照射済燃料からのFP放出と残留FPの分布

柳澤 和章

JAERI-M 89-095, 169 Pages, 1989/06

JAERI-M-89-095.pdf:4.45MB

FP挙動評価計算コード,FPRETAINをNSRRバーンアップ実験用に開発し、照射済燃料に関する公開データを利用して検証を行った。その結果は、以下の通りである。(1)燃料温度の挙動に関しては、燃焼度20MWd/kgUの範囲内で、計算値は実験値と比較的良く一致する。(2)燃料棒内の内圧変化に関しても、燃焼度20MWd/kgUの範囲内で、計算値は実験値と比較的良く一致する。(3)長期安定FPガスの放出率に関しては、燃焼度35MWd/kgUの範囲内で検証した。その結果、出力急昇試験やバンプ試験を行った燃料棒の、特に高燃焼度燃料棒で、計算値は実験値よりも過小評価の傾向にあった。しかし、NSRRバーンアップ実験で使用を予定している敦賀燃料に関しては、計算結果と実験結果に良い一致がみられた。(4)燃料ペレットの半径方向に残留するFP希ガスについて、分布形状は、実験データを定性的には一致したが、定量的には計算は過大評価の傾向にあった。

報告書

照射済みUO$$_{2}$$ペレットの加熱による炉外EP放出実験

石渡 名澄; 永井 斉

JAERI-M 85-199, 16 Pages, 1985/12

JAERI-M-85-199.pdf:0.68MB

LWRの燃料損傷事故条件下での燃料からのFP放出割合については、NUREG-0772において貝体的な数値データが提出された。上出の数値データを評価するため、相対的に小規模の実験装置を用いる測定方法を開発した。1500$$^{circ}$$C以上の温度範囲において、燃料からのFPのCsの放出割合は相対的に大きいので、高周波誘導加熱炉を含む実験装置を用いて、照射済みUO$$_{2}$$ペレットからの$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放出割合を測定した。照射済みUO$$_{2}$$ペレットはNSRR及びJMTR-RABBITを用いて製作した。加熱実験において、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csの放出割合は、NSRR照射のペレットでは0.51(Ar、12.2分加熱、1500~2080$$^{circ}$$C)、RABBIT照射のペレットでは、それぞれに0.63、0.59、0.81及び0.78(Ar、10.7分加熱、1500~1740$$^{circ}$$C;Ar、32.8分加熱、1500~2255$$^{circ}$$C;Ar+蒸気、22.0分加熱、1500~2230$$^{circ}$$C;Ar+蒸気+H$$_{2}$$、14.0分加熱、1500~2030$$^{circ}$$C)であった。

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