高減容処理施設の溶融設備における安全対策について; 溶融設備に係る意見交換会資料集

池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.

JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12

JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB

日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。

反応度事故(RIA)及び冷却材喪失事故(LOCA)条件下における高燃焼度燃料の挙動,3; RIA時燃料挙動に対する冷却材温度の影響

宇田川 豊; 杉山 智之; 更田 豊志; 黒澤 伸悟; 阿波 靖晃

no journal, , 

スウェーデンRinghals加圧水型原子炉で約67 GWd/tまで照射された燃料棒のうち1本から、2本の試験燃料を切り出し、室温大気圧(RH-1)及び高温高圧(RH-2)の2通りの冷却材条件でNSRRパルス照射実験を行った。また実験条件によるペレット内部状態の違いを調べるため、事故時燃料挙動解析コードRANNSによる解析を行い、初期温度がFPガス放出挙動,被覆管変形挙動に与える影響について考察した。実験の結果、RH-1, RH-2いずれにおいても被覆管の破損は起こらず、RH-2では核沸騰離脱(DNB)が生じた。RH-2の被覆管変形量及びFPガス放出量(FGR)は、RH-1をやや上回った。被覆管変形量及びFGRは、初期エンタルピ(RH-2で約16cal/g大きい)を加算した到達エンタルピで整理することができた。またRANNSコードを用いた解析によると、両実験間でPCMI直後数秒間におけるペレット内温度履歴及び応力履歴の差は小さい。これらのことから、今回調べた範囲(室温約280C)では、被覆管変形量及びFGRに対する冷却材初期温度の影響は小さいと考えられる。