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

• 資料種別: 文書・図像類
• タイトル: 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
• 著者・編者: 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
• 著者標目: 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
• 出版年月日等: 2003-11
• 出版年（W3CDTF）: 2003-11
• 並列タイトル等: An Investigation of fuel and fission product behavior in rise-to-power test of HTTR, 2; Results up to 30 MW operation
• タイトル（掲載誌）: JAERI-Research 2003-025
• 本文の言語コード: jpn
• 対象利用者: 一般
• 一般注記: 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2$\times$10$^{-9}$、定格30MW出力時において約7$\times$10$^{-9}$であった。事前解析による$^{88}$Kr放出率の予測値は、測定値とよく一致し、希ガスの放出機構が、燃料コンパクトマトリックス部の汚染ウランの核分裂により生成し、反跳から拡散へと変化することが示された。; In the safety design requirements for the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) fuel, it is determined that "the as-fabricated failure fraction shall be less than 0.2\%" and "the additional failure fraction shall be small through the full service period". Therefore the failure fraction should be quantitatively evaluated during the HTTR operation. In order to measure the primary coolant activity, primary coolant radioactivity signals the in safety protection system, the fuel failure detection (FFD) system and the primary coolant sampling system are provided in the HTTR. The fuel and fission product behavior was evaluated based on measured data in the rise-to-power tests (1) to (4). The measured fractional releases are constant at 2$\times$10$^{-9}$ up to 60\% of the reactor power, and then increase to 7$\times$10$^{-9}$ at full power operation. The prediction shows good agreement with the measured value. These results showed that the release mechanism varied from recoil to diffusion of the generated fission gas from the contaminated uranium in the fuel compact matrix.
• 一次資料へのリンクURL: /JAERI-Research-2003-025.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-Research-2003-025.pdf
• オンライン閲覧公開範囲: 限定公開
• 連携機関・データベース: 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• 提供元機関・データベース: 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• 要約等: 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...