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J-GLOBAL ID：201802236633654431   整理番号：18A1638937

軽微なプログラム変更を施したFORNAX-AコードとHTFPコードの比較

Comparison between HTFP Code and Minory Changed FORNAX-A Code

著者 (6件)： 相原純 (日本原子力研究開発機構 高温ガス炉水素・熱利用研究セ) ,  植田祥平 (日本原子力研究開発機構 高温ガス炉水素・熱利用研究セ) ,  後藤実 (日本原子力研究開発機構 高温ガス炉水素・熱利用研究セ) ,  稲葉良知 (日本原子力研究開発機構 高温ガス炉水素・熱利用研究セ) ,  柴田大受 (日本原子力研究開発機構 高温ガス炉水素・熱利用研究セ) ,  大橋弘史 (日本原子力研究開発機構 高温ガス炉水素・熱利用研究セ)
資料名： 日本原子力研究開発機構JAEA-Technology(Web)
号： 2018-002  ページ： WEB ONLY  発行年： 2018年06月 
JST資料番号： U0305A  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： HTFPコードは,高温ガス炉(HTGR)の核分裂停止後の核分裂生成物(FP)の燃料棒からの追加放出量を計算するコードである。基礎式は異なるが,ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からのFP放出量計算コードFORNAX-AコードもHTFPコードと同様の計算が可能である。そこで,本報告において,このFORNAX-Aコードに必要に応じて軽微な変更を施した物を用い,HTFPコードとのCsの放出挙動に関する結果の比較を行った。軽微な変更を施したFORNAX-Aコードによる計算結果から評価した被覆燃料粒子(CFP)からのCs-134の放出定数は,HTFPコードにおけるデフォルト値とはかなり異なることがわかった。(著者抄録)

シソーラス用語： *HTGR型原子炉 ,  核分裂生成物 ,  *燃料棒 ,  *放射能放出 ,  *被覆粒子燃料 ,  セシウム同位体 ,  Fickの法則 ,  固体内拡散 ,  核燃料 ,  *計算機コード ,  *応用プログラム
準シソーラス用語： FORNAX-Aコード ,  HTFPコード ,  セシウム134 ,  核分裂生成物放出 ,  燃料コンパクト ,  被覆燃料粒子 ,  放出速度

分類 (2件)： ガス冷却型原子炉  (MD03020M) ,  核燃料の基礎的性質  (MD08020V)

引用文献 (8件)：

• S. Katanishi and K. Kunitomi: “Safety evaluation on the depressurization accident in the gas turbine high temperature reactor (GTHTR300)”, Nucl. Eng. Des., 237, pp.1372-1380 (2007).
• S. Saito, T. Tanaka, Y. Sudo, et al.: “Design of high temperature engineering test reactor (HTTR)”, JAERI-1332, 1994, 247p.
• S. Fujikawa, H. Hayashi, T. Nakazawa, et al.: “Achievment of reactor-outlet coolant temperature of 950°C in HTTR”, J. Nucl. Sci. Technol., 41, pp.1245-1254 (2004).
• 野本恭信他, ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP, JAEA-Data/Code 2015-008, 2015, 39p.
• 相原純他, ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの核分裂生成物放出量計算コードFORNAX-A, JAEA-Data/Code 2013-025, 2014, 64p.