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報告書

高温ガス炉ガスタービンプラントにおける銀の挙動の検討

沢 和弘; 田中 利幸

JAERI-Research 95-071, 23 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-071.pdf:0.53MB

将来の有望な高温ガス炉システムの一つであるガスタービン高温ガス炉の設計においては、ガスタービンの保守補修の観点から核分裂生成物、特に銀の挙動が重要であると考えられている。そこで、現在の知見に基づき、ガスタービン高温ガス炉の設計上銀がどの程度問題になりうるかを定量化するとともに、その対策と必要な研究課題を摘出するために、ガスタービン高温ガス炉における銀の挙動について検討を行った。検討は、生成量、燃料からの放出、1次系への沈着、線量率についてそれぞれ行った。本検討結果によると、原子炉停止後のガスタービン部の線量率の約半分が沈着している銀からのガンマ線によると予測された。今後、合理的な設計を行うためには、銀の放出挙動、沈着挙動に関し、HTTRを用いてより精度の高いデータを取得していく必要があると考えられる。

報告書

高温ガス炉1次系配管破断事故条件下における黒鉛ダスト及び沈着核分裂生成物挙動の検討

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。

論文

Prediction of nongaseous fission products behavior in the primary cooling system of high temperature gas-cooled reactor

沢 和弘; 村田 勲; 七種 明雄; 新藤 隆一; 塩沢 周策; 馬場 治

Journal of Nuclear Science and Technology, 31(7), p.654 - 661, 1994/07

https://doi.org/10.3327/jnst.31.654
 被引用回数：3 パーセンタイル：35.79(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉(HTGR)では、通常運転時に微量の核分裂生成物が主に被覆層が破損した燃料から放出され、1次系を移行する。一方、高温ガス炉は1次冷却材としてヘリウムガスを用いるのでそれ自身の放射化が無く、放射化生成物の発生量も非常に少ない。そのため、核分裂生成物からのガンマ線が高温ガス炉の遮へい設計上主要な線源となり、核分裂生成物の燃料からの放出量のみならず1次系内の沈着分布も適切に評価する必要がある。そこで、高温ガス炉の1次系における沈着分布の予測を高温工学試験研究炉の1次系における沈着分布の計算結果に基づき行った。計算に先立って、計算モデルの妥当性を実験で得られた沈着分布と比較することによって検証し、モデルのHTGR1次系の沈着分布予測への適用性を確認した。本報は、解析モデルの検証結果とともに、HTGRの1次系の沈着分布の予測を示したものである。

報告書

Analysis of the plate-out distribution in the VAMPYR-I experiments by PLAIN code

沢 和弘; 塩沢 周策; 馬場 治

JAERI-M 93-097, 23 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-097.pdf:0.59MB

高温ガス炉の1次冷却系における核分裂生成物の沈着挙動を解析するために、PLAINコードが開発された。PLAINコードの検証作業の一環として、VAMPYR-I実験における沈着密度計算を行った。VAMPYR-Iは、ドイツの高温ガス実験炉AVRに沈着挙動研究のために設置された実験装置である。沈着密度の計算値は、VAMPYR-Iのテストチューブの上流で測定値を下回り、その違いはダストの効果によるものと考えられることが分かった。

報告書

高温高圧ガスループ中のヨウ素沈着分布

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

JAERI-M-92-212.pdf:2.09MB

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$$^{circ}$$Cの場合、ヨウ素放出率は1300$$^{circ}$$C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。

報告書

高温工学試験研究炉の遮蔽設計における核分裂生成物線源評価

沢 和弘; 村田 勲; 新藤 隆一; 塩沢 周策

JAERI-M 91-198, 58 Pages, 1991/11

JAERI-M-91-198.pdf:1.58MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、主に被覆層が破損した燃料粒子から核分裂生成物(FP)が放出され、1次冷却材とともに1次冷却系を移行する。一方、1次冷却材としてヘリウムガスを用いており、冷却材自身の放射化、腐食生成物の発生がほとんど無い。そのため、FPからのガンマ線が遮蔽設計上考慮すべき主要な線源となる。HTTRの遮蔽設計においては、FP線源を2種類に分類している。一つは永久構造物である遮蔽体の設計に用いるため、十分な保守性を有するように評価を行ったもので、もう一つは保修計画立案のためにより現実的な考え方で評価を行ったものである。HTTRの1次冷却系内のガンマ線源を評価するために、FP放出割合、1次冷却材中濃度、系統内沈着分布の計算を行った。本報告書は、HTTRの遮蔽設計におけるFP線源評価方法及び結果を述べたものである。

報告書

高温ガス炉におけるFP沈着解析コードPLAINの検証

沢 和弘; 馬場 治

JAERI-M 91-084, 31 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-084.pdf:0.71MB

高温ガス炉における核分裂生成物(FP)の沈着分布を解析するために、計算コードPLAINが開発されている。このPLAINコードの妥当性を示すために、TLG-1試験及びOGL-1試験におけるよう素及びセシウムの沈着分布の解析を行った。計算値と測定値の間には局所的に最大1桁程度の差はあるが、全体の沈着分布の傾向は一致しており、本コードは沈着分布を実用上十分精度良く求めることが出来ることが分かった。本報告書は、上記の検証計算結果をまとめたものである。

報告書

OGL-1における$$^{137}$$Csの沈着分布

露崎 典平; 松本 実喜夫*

JAERI-M 88-225, 44 Pages, 1988/11

JAERI-M-88-225.pdf:1.39MB

HTTRの安全評価に資するため、HTTRの一次系とほぼ同じ条件で運転されているOGL-1一次系のFPプレートアウト測定を実施した。測定は、第3次燃料試料が照射されたJMTR第46サイクル(1979年3月)から第9次燃料試料の第73サイクル(1986年4月)までの長期に渡り実施した。測定の結果、$$^{137}$$Csは、測定できた配管のうち400~500$$^{circ}$$C付近の配管に多く沈着するとともに、燃料からのFP放出量が減少すると500$$^{circ}$$C以上の高温配管で離脱し、400$$^{circ}$$C前後の配管に再沈着することなどが明らかになった。

報告書

OWL-1ループ1次冷却系に放出されたFPの測定

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

JAERI-M-83-007.pdf:1.65MB

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$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$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$$^{+}$$$$^{5}$$$$^{,}$$$$^{+}$$$$^{7}$$(IO$$^{-}$$$$_{3}$$,IO$$^{-}$$$$_{4}$$)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$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{9}$$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$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの量と系内水洗時の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$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$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$lに水中の除去効率、ループの気水分離器内での$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$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。

報告書

Thermal and Structural Design Study of Divertor Collector Plates

喜多村 和憲*; 飯田 浩正; 迫 淳

JAERI-M 9945, 25 Pages, 1982/01

JAERI-M-9945.pdf:0.77MB

国内次期装置の一候捕であるスイミングプール型トカマク炉のダイバータ板について熱・構造設計を行なった。ダイバータ板はプラズマディスラプション時の電磁力を低減するため二重管構造を採用した。冷却表面の最大熱流束はバーンアウト熱流束を十分下回り、熱的には問題なかった。機械的強度面では、冷却管(銅)のア-マー材(タングステン)接続部に過大な熱応力が発生する。熱応力による冷却管寿命を妥当なものに延ばすため、冷却水圧力を下げ、管内沸とうを促進して熱応力を軽減する方法や、ビームとダイバータ板の角度を変え、入射熱流束を低減するような対策が必要である。イオン・スパッタリングによるダイバータ板の寿命は約4年になった。

報告書

高温ガス炉の核分裂生成物沈着量計算コード: PLATO

鈴木 勝男; 森本 俊雄*

JAERI-M 9264, 28 Pages, 1981/01

JAERI-M-9264.pdf:0.83MB

本報告書は、高温ガス炉の1次冷却系機器に沈着する核分裂生成物量を計算するコードPLATOのモデルおよび数値計算について述べている。この計算コードは熱伝達類似の物質移動表式に吸・脱着機構の記述を組込んだモデルを用い、開放の単一管に限らず、原子炉冷却系のような種々の配管、機器の連った一巡ループをも扱いうることを特徴としており、核分裂生成物の冷却材中濃度の系内の分布、流路壁面上沈着量の系内の分布および冷却材中より壁面上に除去される率などを算出する。なお、沈着実験の解析によって本コードのモデルの妥当性を示すとともに、回路構成のちがい、流入量の大きさ、純化処理の有無などの沈着量に及ぼす影響についての検討結果、多目的高温ガス実験炉での沈着量の計算結果も示している。

論文

Release of radioiodine from UO$$_{2}$$ during reactor operation

中島 幹雄; 佐伯 正克; 荒殿 保幸; 立川 圓造

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 32, p.397 - 402, 1981/00

https://doi.org/10.1016/S0020-708X(81)81006-X
 被引用回数：3 パーセンタイル：45.64(Nuclear Science & Technology)

JRR-4に設置した実験装置を用い、原子炉運転中および停止時の放射性ヨウ素の放出挙動を調べた。250$$^{circ}$$Cにおける$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Iおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$TeのUO$$_{2}$$ペレットからの放出率は8.3$$times$$10$$^{-}$$$$^{6}$$(R/B)であった。直接反跳放出が主な放出過程であった。UO$$_{2}$$ペレットから放出された核種は冷表面へプレートアウトした後、徐々に脱離し、実験装置外へ放出される。運転中の見掛の平均脱離速度は、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Iおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Teの壊変で生ずる$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Iについて、有機形ヨウ素が(3.2$$pm$$0.7)$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$/時間、無機形ヨウ素が(2.2$$pm$$1.7)$$times$$10$$^{-}$$$$^{4}$$/時間であった。停止時には有機形ヨウ素の脱離速度は$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iと$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Iについて、平均(6.5$$pm$$1.2)$$times$$10$$^{-}$$$$^{5}$$/時間であったが、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Iの値は約1桁大きかった。以上の実験値を基に、高放射線場での放射性有機ヨウ素の生成をラジカル反応機構により説明した。

論文

EPプレートアウト非破壊定量測定法の検証実験

寺田 博海; 片桐 政樹; 若山 直昭

日本原子力学会誌, 23(10), p.762 - 771, 1981/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.23.762
 被引用回数：1 パーセンタイル：24.41(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉やIn-pileガスループなどにおける一次系配管機器にプレートアウトしたFP核種を定量する目的で開発した「FPプレートアウト非破壊定量測定法」に対して検証実験を実施した。本FPプレートアウト非破壊定量測定法では、配管内面のプレートアウト密度($$mu$$Ci/cm$$^{2}$$)を求めるためにプレートアウト換算係数を用いている。この換算係数は、本測定法において最も重要な量であり、理論式と実験式とを組み合わせた近似的計算手法によって求めている。今回行なった検証実験では、点状の標準線源を利用してプレートアウト模擬装置を製作して、実際の換算係数を実験によって求め、近似計算による換算係数との比較を行なった。比較の結果、カンマ線エネルギー100keV~2MeVの範囲で、実験値と計算値は良く一致した。このことから、換算係数の近似的計算法の妥当性が実験によって検証されたといえる。

論文

Behavior of iodine-131 during rinsing in-pile loop with demineralized water after fission product release experiment

山本 克宗; 中崎 長三郎; 岡川 誠吾; 横内 猪一郎; 伊丹 宏治

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(1), p.67 - 76, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jnst.17.67
 被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Nuclear Science & Technology)

炉内水ループ(OWL-1)で行なわれたFP放出実験後に、ループ一次系内の純水による洗浄を行なった。その際に、ループ中に残留している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの挙動を調べるために水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度を測定した。精製系を停止した状態では、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度は次第に上昇し、約3日後に最高になり、その後$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$Iの半減期で減少した。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度測定結果を数学的に解析し、水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I濃度変化、および水中の$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量と系の壁面に付着している$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I量との関係を表わす式を導いた。

論文

In-situ measurement of fission product plateout in in-pile gas loop using portable Ge(Li) gamma-ray spectrometer

寺田 博海; 片桐 政樹; 高橋 秀武; 若山 直昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(3), p.225 - 240, 1980/00

https://doi.org/10.3327/jnst.17.225
 被引用回数：2 パーセンタイル：33.85(Nuclear Science & Technology)

高温ガス炉一次系配管の内面に沈着するFP核種のプレートアウト密度を非破壊で定量測定する方法の開発を行なった。配管の内面に沈着した核種が放出するガンマ線を鉛コリメーターを取り付けた可搬型Ge(Li)検出器を用いて外部から走査する方式である。OGL-1における最初の被覆粒子燃料高温照射試験が行なわれた後の一次系配管に対して、本方式によるFPプレートアウトのIn-situ測定を実施した。測定したガンマ線スペクトルから同定された核種は、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$I,$$^{9}$$$$^{5}$$Zr,$$^{9}$$$$^{5}$$Nb,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Cs,$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{m}$$Ag,$$^{9}$$$$^{9}$$Mo,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$La,$$^{6}$$$$^{0}$$Co,$$^{5}$$$$^{8}$$Co,$$^{5}$$$$^{4}$$Mn,$$^{5}$$$$^{1}$$Cr,$$^{6}$$$$^{5}$$Zn,$$^{5}$$$$^{9}$$Fe,$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{4}$$Sb,$$^{1}$$$$^{2}$$$$^{2}$$Sb,$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{2}$$Ta,$$^{1}$$$$^{8}$$$$^{1}$$Hf,$$^{2}$$$$^{4}$$Na,$$^{4}$$$$^{6}$$Sc、などであった。また、これらの核種のプレートアウト密度は10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{-}$$$$^{5}$$$$mu$$Ci/cm$$^{2}$$の範囲にあることが検出器の較正実験と解析計算とから求めた換算係数を用いた定量により明かになった。

論文

Effect of flow rate on fission-product deposition from high-temperature gas streams

北原 種道; 横尾 宏; 海江田 圭右; 豊島 昇; 福島 征夫; 熊谷 勝昭; 山田 忠則; 小菅 征夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(3), p.111 - 118, 1976/03

https://doi.org/10.3327/jnst.13.111
 被引用回数：7

固体状FPの沈着挙動に関する実験的研究を、インパイルヘリウムループを用いて、ガス温度500$$^{circ}$$C、レイノルズ数1,300~13,000の流動ガスを対象に行った。ステンレス鋼管を流動ガスに曝し、沈着したFPの流れ方向の分布を$$gamma$$線スペクトル測定法により求めた。沈着分布の形を基に沈着核種を3つのグループに分類できる。$$^{9}$$5Zr-Np,$$^{9}$$7Zr,$$^{9}$$9Mo,$$^{1}$$03Ru,$$^{1}$$32Teを第1グループ、$$^{9}$$$$^{1}$$Sr,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Ba-La,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Ceを第2グループ、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Iを第3グループとした。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは第2および第3グループの特徴を示した。指数関数的分布を示す第1グループ核種に対して沈着係数を得た。沈着係数に及ぼす流量(レイノルズ数)の影響を検討した結果、レイノルズ数13,000以下の流れに対して、金属FPの沈着速度は境界層における物質移行によって決定され、表面での吸着にはほとんど影響されないことが分かった。

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