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報告書

HTTR出力上昇試験における燃料及び核分裂生成物挙動の検討,2; 30MWまでの結果

植田祥平; 江森恒一; 飛田勉*; 高橋昌史*; 黒羽操; 石井太郎*; 沢和弘

JAERI-Research 2003-025, 59 Pages, 2003/11

JAERI-Research-2003-025.pdf:2.53MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の出力上昇試験を実施した。HTTRの燃料性能を評価するため、原子炉保護設備の1次冷却材放射能計装,燃料破損検出装置(FFD),1次冷却材サンプリング設備により1次冷却材中の放射能濃度を測定した。その結果、1次冷却材中放射能濃度は10 $^{3}$ Bq/cm $^{3}$ 以下であり、Kr及びXe核種の濃度は0.1Bq/cm $^{3}$ 以下であった。 $^{88}$ Kr放出率(R/B)値は、原子炉出力60%以下において約210 $^{-9}$ 、定格30MW出力時において約710 $^{-9}$ であった。事前解析による $^{88}$ Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。

報告書

高温工学試験研究炉の燃料及び核分裂生成物挙動評価のための線エネルギー分析装置の校正試験

植田祥平; 飛田勉*; 高橋昌史*; 沢和弘

JAERI-Tech 2002-055, 24 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-055.pdf:1.04MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の運転中の燃料及び気体状核分裂生成物挙動の評価及び1次冷却材中の短半減期希ガス濃度から被覆燃料粒子の破損率を推定するため原子炉保護設備の放射能計装,燃料破損検出装置による領域別の線測定に加えて、1次ヘリウムサンプリング設備の試料採取装置により1次冷却材を採取し、線エネルギー分析装置により試料中の短半減期希ガスの定量分析を行い、核種ごとの希ガス濃度及び放出率(R/B)値を求めている。そのため、HTTRの運転に先立ち、133Xe線源及び固体線源を用いて希ガス濃度の絶対値を求めるための線エネルギー分析装置の校正試験を実施した。本報では、エネルギー分析装置の校正方法及び結果について述べる。

報告書

燃料安全研究1999

上塚寛

JAERI-Review 2000-010, 113 Pages, 2000/07

JAERI-Review-2000-010.pdf:7.16MB

1999年4月に、安全性試験研究センター内組織の再編が行われ、反応度安全研究室、燃料挙動安全研究室の2研究室に炉心損傷安全研究室の一部を加えて、「燃料安全研究室」が新設された。これにより原研におけるすべての燃料安全研究を一研究室で担当することとなった。燃料安全研究室では、原研が有する原子力施設、すなわちNSRR(Nucear Safety Research Reactor)、JMTR(Japan Material Testing Reactor)及びJRR-3(Japan Research Reactor 3)と照射後試験施設などを利用した多くの実験・解析研究を行っており、研究対象分野に対応した研究体制として下記の5グループを設けている。(1)反応度事故時挙動研究グループ(RIAグループ)、(2)冷却材喪失事故時挙動研究グループ(LOCAグループ)、(3)通常運転時挙動研究グループ(JMTR/BOCAグループ)、(4)燃料挙動解析研究グループ(FEMAXIグループ)、(5)照射済燃料からのFP放出・移行挙動研究グループ(VEGAグループ)。本報告書は、燃料安全研究室が1999年に実施した研究の概要と主な成果をまとめたものである。