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沢 和弘
JAERI-Research 95-042, 45 Pages, 1995/06
JAERI-Research-95-042.pdf:1.13MB
高温ガス炉では、通常運転時に微量の核分裂生成物が燃料から放出され1次冷却系を移行する。燃料から放出された核分裂生成物は、循環中に1次冷却設備の内壁面に沈着する。高温ガス炉の原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性が損なわれる事故、例えば1次冷却設備二重管破断事故(減圧事故)時には、この沈着核分裂生成物が破断に伴う環境の物理的・化学的変化によって剥離(リフトオフ)し、1次冷却設備から放出され、被ばく評価上影響を及ぼす可能性がある。この脱離挙動は、非常に複雑な現象であり、これまで定量的なモデルは確立されていない。そこで、大口径破断事故を模擬した核分裂生成物脱離実験を行った。実験としては、配管沈着FPに関するものと、黒鉛ダスト挙動に関するものについて別々に実施した。ここでは、これらのデータに基づき、物理現象を取込んだ乱流バーストモデルの当てはめを検討した。
沢 和弘; 西本 武志*; 宮本 喜晟
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(10), p.1018 - 1025, 1992/10
黒鉛減速型ガス冷却炉の1次冷却系には、通常運転時に沈着性の核分裂生成物が吸着した少量のダストが存在する。減圧事故のような事故条件下では、核分裂生成物がダストとともに放出される可能性があるため、このダストは環境被ばくへの潜在的なリスクを有している。減圧中の黒鉛ダストの離脱割合(除去される量の割合)を得るためにブローダウン試験を行った。試験では、試料表面に付着させた黒鉛粉末を、減圧事故条件を模擬した高速ガスで吹き飛ばした。せん断力比モデルによると、離脱割合は通常状態とブローダウン状態の比として定義されるせん断力比で整理できる。試験結果から、離脱割合はせん断力比とともに増加するが、せん断力比の小さいところでは、せん断力比モデルは減圧中のダスト挙動を記述するのに十分ではないことが分った。
