溶液燃料過渡臨界事故時における放射性希ガスの放出挙動の検討(受託研究)

阿部 仁; 田代 信介; 小池 忠雄; 岡川 誠吾; 内山 軍蔵

JAERI-Research 2001-027, 20 Pages, 2001/03

JAERI-Research-2001-027.pdf:1.0MB

溶液燃料過渡臨界事故時における放射性物質の施設内への閉じ込め効果を検討するため、NUCEFのTRACYを用いて、溶液燃料臨界事故時放射性物質閉じ込め試験を実施している。放射性希ガス核種は高い揮発性を有するため、ほかの非揮発性核種と比べると施設外へ放出されやすく、公衆の被曝線量評価の観点からは放射性希ガス核種の放出挙動に関する定量的なデータが重要となる。そこで放射性希ガスとしてXeに着目し、気相への放出係数を考慮した評価モデルを用いることで、気相への放出割合を評価した。また、逆炉周期と放出係数との間に相関関係を見いだすことができ相関式を導出した。さらに、二重境膜説をもとに放出係数と放射線分解ガス気泡径の関係を検討し、その結果を用いて、逆炉周期と気液接触面積との定性的な相関関係を示すことができた。

Release behaviors of tritium from UO during reactor operation

荒殿 保幸; 中島 幹雄; 佐伯 正克; 立川 圓造

Journal of Nuclear Materials, 114, p.234 - 241, 1983/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(83)90262-3

原子炉運転下での二酸化ウランからのトリチウムの放出挙動を、JRR-4に設置してある「トリチウム放出挙動実験装置」を用いて調べた。その結果、放出過程は600C以下では直接反跳が、それ以上の温度では熱拡散が律速であることが判明した。またトリチウムと同時に生成する放射性希ガスの場合には全温度領域で直接反跳が放出の主過程であり、トリチウムの場合とは対照的な挙動を示した。さらにこれらの結果を炉外加熱法の場合との比較、検討を行った。

スタック・モニタの新しい考え方とその設計

森内 茂; 宮永 一郎

日本原子力学会誌, 15(7), p.509 - 515, 1973/07

https://doi.org/10.3327/jaesj.15.509

原子炉スタックより放出される放射性希ガスによる外部被曝の評価は従来、スタック・モニタによって測定される濃度から計算されてきた。しかし、Kr、Xe系の混合放射性希ガスが問題となる発電用原子炉では排ガスの貯溜時間、ホールドアップ時間で核種組成が変化するため、濃度のみの情報からは正確な被曝評価ができないという問題があった。ここで、線被曝評価式中で取扱われる線エネルギー放出量(Q・E・F)を、従来のキュリー単位の放射量(Q)に代わる新しい測定項目として取り上げ、これが濃度に代わる測定項目として評価式の簡略化と精度の向上に非常に有効であることを明らかにするとともに、この方式による被曝評価に必要な諸要素の測定法を検討し、測定装置の具体的な設計をおこなった。