| 研究概要 |
本研究で製作した燃料破損監視装置は、燃料体から冷却水に逸出する核分裂生成物(FP)起源の希ガス^<88、89>Kr、^<138>Xeを、窒素ガスの吹き込みにより冷却水から捕集し、その壊変生成物^<88、89>Rb、^<138>Csを少量の水に抽出・濃縮し、放射能を測定し、燃料破損検出(Fuel Failure Detection,FFD)を高感度で連続的に行うものである。
昨年度は装置を製作し、従来法より高感度で機能することを明らかにしたが、システムの動作解析については、様々なパラメーターを考慮に入れたにもかかわらず、実験結果を合理的に説明することができなかった。そこで本年度は、観測放射能強度の希ガス捕集用窒素ガスの流速と吹き出し位置への依存性について、より詳細にデータを収集し、理論解析を行った。
その結果、(1)窒素ガス流速を一定に保ち、吹き出し位置をおおよそ燃料体上部に置いた場合、その吹き出し位置を循環冷却水の吹き出し口から遠ざけると、採取ガス中の希ガス濃度(観測放射能強度として)が高くなること、(2)窒素ガス吹き出し位置を固定し、流速を変えた場合、希ガスの短寿命核種の長寿命核種に対する割合はガス流速と共に上昇することなどが判明し、採取ガス中の希ガス濃度は、燃料体付近の高濃度希ガス溶液の自然対流による上昇過程において、攪拌・混合などの影響を受け、その影響はとくに短寿命核種に顕著であることが明らかとなった。
そこで、動作解析において、窒素ガス流は冷却水の自然上昇対流を加速し、ガス採取位置での希ガス(とくに短寿命核種)濃度を流速の増加と共に徐々に飽和させると仮定し、単純な飽和係数であるA(1-e^<-Bx>(ただし、xは窒素ガス流速、A,Bは任意定数)を採取希ガス濃度の係数として追加し、シミュレーションを行ったところ、ガス流速と観測放射能強度の関係をほぼ説明することに成功した。
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