再処理廃液の沸騰模擬ツールの開発

Development of simulation tool for boiling event of reprocessed radioactive liquid waste

石川 淳 ; 吉田 一雄 

Ishikawa, Jun; Yoshida, Kazuo

日本原子力研究開発機構では、核燃料施設の確率論的安全評価手法整備の一環として事故影響評価手法の開発を進めている。その中で再処理廃液の沸騰時の物性値の変化を模擬するツールを開発した。再処理施設の機器では、万一、冷却機能が喪失した場合、放射性物質の崩壊熱により内包する溶液(廃液を含む)の温度が上昇し沸騰に至る。このような場合、機器内気相部への放射性物質移行量が増加し、その移行挙動を評価するには、廃液の温度,硝酸濃度など廃液の物性値が必要となる。開発したツールは、モル沸点上昇の原理に基づき再処理廃液の沸騰,濃縮過程を模擬している。モデルの検証のため実廃液を用いた沸騰実験を模擬した。その結果、廃液の硝酸濃度及び温度等の挙動を比較的精度よく計算できることを確認した。

Development of accident consequence analysis method bas been under carried out at Japan Atomic Energy Agency as a part of research activities for development of probabilistic safety assessment method of nuclear fuel facilities. A computer tool has been developed to simulate boiling event of reprocessed liquid waste which is postulated to be occurred caused by the loss of cooling function at a fuel reprocessing plant. Thermodynamic properties of boiling and condensed nitric acid aqueous solution containing radioactive waste are necessary to assess quantitatively the amount of radioactive materials transferring to gas phase. The developed tool simulates boiling and condensation process of liquid waste based on the ebullioscopy. A simulation study of experimental result has been carried out and it was demonstrated that behavior of temperature and concentration of nitric acid of liquid waste are simulated well.