[2J05-08] FP Behavior/Nuclear Disaster Prevention

[2J06] Development of Mechanical Source Term Evaluation Methodology for Sodium-cooled Fast Reactors

– Study on numerical models of fission product gas behavior in liquid sodium coolant –

*Yasushi OKANO¹, Akihiro UCHIBORI¹, Hidemasa YAMANO¹, Satoshi FUTAGAMI¹ (1. JAEA)

Keywords:Fast Reactor, Sodium, Fission Product, Decontamination Factor, TRACER

事故時の原子炉内における核分裂生成物（FP）挙動に関連し、ナトリウム冷却高速炉では高沸点の冷却材が大気圧近傍で運転されている特長に加え、液相で存在するアルカリ金属であるナトリウムによるハロゲンヨウ素との化合物形成等により、FPが一次冷却材系統内に留まる可能性が指摘されている。非凝縮性ガスを含むFPの燃料からの放出後における移行挙動は、燃料集合体→原子炉容器内→一次冷却材系統内→格納容器内に大きく分類できる。このうち、事故時の温度等の環境に大きく影響を受ける一次冷却材系統内挙動の定量化には、試験的な知見の蓄積に加えて、種々の物理・化学・流動モデルを組み合せた解析コードの高度化が不可欠である。本報告では、ナトリウム冷却高速炉用FP挙動解析コードTRACERの高度化として、気泡挙動及び物質移行挙動に関するモデル高度化の検討結果について報告する。