核燃料施設の熱流動と詳細なリスク評価

Detailed risk assessment with thermal-hydraulics for nuclear fuel facilities

吉田 一雄 

Yoshida, Kazuo

核燃料施設のリスク評価における「詳細なリスク評価」では最確推定を基本とするため気相への移行割合及び施設内での移行挙動評価では、事故時に想定される熱流動を評価する必要がある。再処理施設の高レベル廃液貯槽の蒸発乾固事故では高レベル廃液(FPの硝酸塩を含む硝酸溶液)貯槽の冷却機能が全喪失しその状態が継続すると廃液が沸騰しいずれ乾固する。乾固時には、含有硝酸塩の脱硝反応が進行しNOxが発生すると考えられ、硝酸及び水蒸気, NOxは、放射性物質を伴い施設内を移行し施設外に放出される。原子力機構では、熱流動解析結果を境界条件として個々の区画でのNOx, 硝酸等の窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードを開発し、熱流動解析と化学挙動解析を組み合わせた解析手法を整備しソースターム評価の精度向上を図っている。

Thermal-hydraulics is important behavior for detailed risk assessment for nuclear fuel facilities. In the case of accident of evaporation to dryness by boiling of high level liquid waste, some amount of fission products (FPs) will be transferred to the vapor phase in the tank, and could be released to the environment. The quantitative estimation of transport and release behavior of FPs is one of the key issues in the assessment of the accident consequence. To resolve this issue, an analysis method has been developed with coupling two types of computer codes to simulate not only thermo-hydraulic behavior but also chemical reactions in the flow paths of carrier gases for quantitative estimation of amount of released FPs to environment.