MELCORコードを用いた再処理施設の廃液沸騰事象解析

Thermal-hydraulic analysis of boiling event of reprocessed liquid wastes with MELCOR code

吉田 一雄 ; 石川 淳 

Yoshida, Kazuo; Ishikawa, Jun

再処理施設では、長時間の全交流電源の喪失による放射性廃液を内包する貯槽の冷却機能の喪失で、廃液が沸騰する事象が想定される。この事象では、放射性物質は沸騰により発生する蒸気等より施設外へ移行すると考えられ、事故影響を評価するうえでは、貯槽を含めた施設内での熱流動状態を解析する必要がある。そこで、原子炉の過酷事故解析コードMELCORを用いて当該事象での施設内のエアロゾル移行を含む熱流動の解析を試みた。解析では、MELCORコードの制御関数機能及び複数の状態入力ボリュームを用いて、再処理廃液の沸騰の特徴である100Cより高い温度での沸騰,硝酸蒸気,NOXガスの発生などをモデル化した。解析の結果からMELCORの当該事象への適用性を確認するとともに、(a)乾固時刻を詳細モデルで予測した場合と単純な水の沸騰で予測した場合と大差ないこと、(b)揮発性Ruの発生と脱硝反応によるNOX等の非凝縮ガスの発生は、沸騰晩期から乾固段階初期の同じ時期に起こるため、脱硝反応による吸熱、非凝縮性ガス量の評価は放射性物質移行量評価の観点で重要であること等を明らかにした。

Boiling events of reprocessed liquid wastes are postulated to be occurred caused by the loss of cooling function persisting over a long period of time at a fuel reprocessing plant. Some amounts of radioactive materials could be released from facilities caused by vapor flow from a boiling liquid waste storage tank. Thermal-hydraulic behaviors in compartments of facility building are essential to be analyzed for assessing amount of released radioactive materials. MELCOR, which has been developed for severe accident analysis of nuclear reactors, has been applied in this study. Functional features of Control Functions and Time-Specified Volumes in MELCOR have been used to model key phenomena such as, boiling at higher temperature than water boiling point, vaporization of nitric acid and generation of non-condensable gases due to denitrating reaction. Results of analysis demonstrate applicability of MELCOR to those events.