原子ビーム状に蒸発させた放射化金属廃棄物の分留特性の数値解析

Numerical analysis of fractional distillation characteristics for radioactive metallic waste vaporized in the shape of atomic beam

赤岡 克昭 ; 丸山 庸一郎

Akaoka, Katsuaki; Maruyama, Yoichiro

動力試験炉(JPDR)の放射化金属廃棄物のうち、ASTM A302Bを母材とする圧力容器とSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性について、ラングミュアの方程式とヘンリーの法則を組合せることにより、廃棄物の蒸発速度の数値解析を行った。その結果、いずれの場合もEu, Eu, CとNbについては、分留によってクリアランスレベル以下に減量できると計算された。また、ASTM A302Bについては、77年の冷却期間の後、 Mn, Fe, Co, NiとNiについてもクリアランスレベルを満足することがわかった。一方、SUS304の場合は、クリアランスレベルを満足させるためにはNiとNiを同位体分離を用いて除去する必要があることがわかった。

The fractional distillation characteristics of the materials used for the reactor pressure vessel made of ASTM A302B and the structures in reactor made of SUS304 which are the radioactive metallic waste of Japan Power Demonstration Reactor (JPDR) were analyzed numerically. In the simulation, the vaporization rates of the components of the waste were calculated by using the Langmuir's equation and Henry's law. As the result of simulation, it was calculated that Eu, Eu, C and Nb can be reduced to less than clearance level by the fractional distillation. On the ASTM A302B case, it was pointed out that the other radioactive nuclei which are Mn, Fe, Co, Ni and Ni satisfy clearance level after 77 years cooling down. On the SUS304 case, it was pointed out that Ni and Ni must be separated to satisfy clearance level using isotope separation.