再処理廃液の沸騰実験の分析

Analysis of experimental results of boiling event of reprocessed radioactive liquid waste

吉田 一雄 

Yoshida, Kazuo

仏CEAでは、再処理廃液の沸騰事象での放射性物質放出にかかわる影響の評価に資するため、実廃液を用いて沸騰乾固時の放射性物質の移行割合を調べる実験を実施している。実験で得られた放射性物質の移行割合のデータを、実機での放射性物質移行量評価に適用できるかを検討するためには、本事象での放射性物質移行のメカニズムを解明することが重要であり、文献に記載の情報から参考となる情報の抽出を試みた。その結果、廃液の沸騰事象で重要となるRuの移行を支配する廃液の硝酸濃度及び活量に関するデータを得た。これらのデータをもとにRuの気相への移行割合を推定したが、実測値に比べ約200倍程度過大な推定となった。差異の原因として、廃液中で放射線分解により生成される亜硝酸と共存するNOがRuの生成を抑制する可能性を示すことができた。

An experimental study of boiling event using actual radioactive liquid waste has been conducted and reported by CEA for safety analysis of radioactive release accident of reprocessing plant. These experimental results obtained from open document have been analyzed to clarify the transfer mechanisms of radioactive material for applying these results to safety analysis of an actual plant. From analysis of these data, information have been obtained about concentration and activity of nitric acid of radioactive liquid waste in boiling condition on which ruthenium (Ru) transfer into gas phase depends. Transfer rate into gas phase of Ru has been estimated using these data. The result is over estimated by 200 times compared with experiment. It could be explained that NO coexisting with nitrous acid generated radio-chemically suppress the Ru(VIII) formation in the liquid waste.