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宮原 信哉*; 河口 宗道; 清野 裕; 厚見 拓大*; 宇埜 正美*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 6 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損の仮想事故において、核分裂生成物であるセシウムは、破損燃料ピンからキセノンやクリプトンなどの希ガスとともに、ヨウ化セシウムや酸化セシウムなどのエアロゾルとして放出される。気泡としてナトリウム冷却材に放出されたキセノンやクリプトンは、プール表面に上昇するまでの間にナトリウムプールによるセシウムエアロゾルの除去に影響を与える。本研究では、ナトリウムプール中を上昇する希ガス気泡からの慣性沈着・沈降・拡散によるセシウムエアロゾル除去挙動を、エアロゾルの粒径分布や凝集の影響を考慮したエアロゾル吸収・気泡の膨張・変形を扱うコンピュータプログラムで解析した。本解析では、気泡内の初期気泡径、ナトリウムプールの深さと温度、エアロゾルの粒子径と密度、気泡内の初期エアロゾル濃度をパラメータとして変更し、これらのパラメータがセシウムエアロゾルの除染係数(DF)に及ぼす感度を、エアロゾルの粒度分布と凝集の影響を考慮しなかった先行研究の結果と比較した。その結果、凝集したエアロゾルの慣性沈着のため、初期気泡径、エアロゾルの粒径、及びその密度の感度がDFに対して重要であることが分かった。これらの解析結果を検証するため、セシウムエアロゾルの模擬粒子を用いて、室温における水プールと空気気泡の体系で模擬実験を行った。この実験結果は同じ条件で計算した解析結果と比較して検討した。
宮原 信哉*; 河口 宗道; 清野 裕
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
ナトリウム冷却高速炉の燃料ピン破損事故では、核分裂生成物であるセシウムがヨウ化物,酸化物の形態として希ガスのキセノンやクリプトンと共に放出される。本研究では、エアロゾル吸着とともに気泡の膨張と変形を計算するプログラムにより、慣性沈着,沈降,拡散によるセシウムエアロゾルの除去挙動を解析した。解析では、初期気泡径、ナトリウムプールの深さと温度、エアロゾル粒子径と密度、気泡内の初期エアロゾル濃度をパラメーターとして解析した。初期の気泡径が慣性沈着による除染係数(DF)に最も感度の高いパラメーターであると結論付けた。ナトリウムプールの深さ、エアロゾルの粒子径および密度もセシウムエアロゾルのDFに重要な影響を与えるが、ナトリウム温度はDFにわずかな影響しか与えないことも分かった。この解析結果を検証するために、ナトリウムプールを上昇する希ガス気泡からのセシウムエアロゾル吸着挙動を調べる実験を計画している。
堀口 直樹; 宮原 直哉; 上澤 伸一郎; 吉田 啓之; 逢坂 正彦
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
軽水炉の安全性向上に必要なシビアアクシデント時の現実的なソースターム評価に資するため、原子炉建屋内部構造物へのエアロゾル状核分裂生成物(FP)沈着量の評価手法を開発している。本稿では、本評価手法のベースとなるCFDツールを開発し、代表的な建屋及び流動条件を想定した予備解析によって性能を確認した結果について報告する。予備解析の結果、原子炉建屋内のエアロゾル粒子の挙動は流動場に大きく影響されることが分かり、熱流動の詳細な取り扱いが可能な本CFDツールの有効性を確認した。また、原子炉建屋の除染係数は4
14となり、粒径増加に伴い除染係数も増加した。この傾向は、粒子の運動方程式から予測される傾向と整合することから、本CFDツールの有用性を確認した。
竹内 正行; 矢野 公彦; 柴田 淳広; 三本松 勇次*; 中村 和仁*; 近沢 孝弘*; 平沢 泉*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.521 - 528, 2016/04
被引用回数：2 パーセンタイル：19.57(Nuclear Science & Technology)Uranium crystallization system has been developed to establish an advanced aqueous reprocessing for fast breeder reactor (FBR) fuel cycle in JAEA. In the advanced process, most of uranium in dissolved solution of spent FBR-MOX fuels with high heavy metal concentration is separated as uranyl nitrate hexahydrate (UNH) crystals by a cooling operation. The technical targets on the crystallization system are decided from FBR cycle performance, and the U yield from dissolved solution of the spent fuel is 70% and the decontamination factor (DF) of impurities in the crystal products is more than 100. The DF is lowered by involving liquid and solid impurities on and in the UNH crystals during the crystallization. In order to achieve the DF target, we discussed the purification technology of UNH crystals using a Kureha crystal purifier. As results, the uranium more than 90% in the feed crystals could be recovered as the purified crystals in all test conditions, and the DFs of solid and liquid impurities on the purified crystals showed more than 100 under longer residence time of crystals. In conclusion, the both targets for the yield and DF could be achieved simultaneously by introducing the crystal purification technology.
門馬 利行; 五来 健夫; 平林 孝圀
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 4, 0, p.1817 - 1822, 1995/00
JPDRの解体実地試験では、解体作業員の被ばく低減に有効な解体前除染技術に関する様々な試験を行った。ここではその1つである流動研磨除染技術について、開発基礎試験及び実地試験を行った結果をまとめた。開発基礎試験では、研磨材の材質を始め、流速、研磨材濃度等の各種除染条件を決定した。実地試験は、これらの条件に従い、JPDR原子炉水浄化系配管の一部に流動研磨除染装置を設置して行った。その結果、33時間の除染により、除染係数1000以上を達成できることを確認した。また、この除染作業で発生した放射性物質を含んだ水は、ろ過処理により0.37Bq/g以下とすることができたため、二次廃棄物としては、回収した研磨材及びフィルタ等の固体廃棄物約50lのみであった。作業全体にわたっての人工数及び被ばく量等についての評価も行った。
佐藤 信行; 早坂 寿夫; 小林 誠; 仲澤 隆; 横須賀 美幸; 長谷川 圭佑; 池沢 芳夫
Proc. of the Int. Conf. on Radiation Effects and Protection, p.440 - 445, 1992/00
材料試験施設では、PWR等の使用済み燃料の照射後試験がセル内で実施されている。試験を確実に遂行するために、定期的にセル内の各種照射後試験装置及び設備の保守点検作業が行われる。保守点検作業者の被ばくを低減するために、セル内除染作業が、前もって実施される。各セルの汚染レベル、核種組成は、照射後試験及び使用済み燃料の種類により異なるため、線量当量率の分布を把握するとともに表面汚染密度から空気中放射性物質濃度を推定し、これらのデータと作業内容を基に適切な防護方法について事前検討を行い、除染作業者の被ばく低減化を図っている。本発表では、1991年に同施設で行われたセル除染作業時の作業者の被ばく防護について、防護措置、被ばく状況等を報告する。
西沢 市王; 坂本 勉*; 勝山 和夫; 進士 義正; 三戸 規生; 松元 章
JAERI-M 9910, 37 Pages, 1982/01
3m
/hrの処理能力をもつ蒸気圧縮型蒸発処理装置を1978年3月に設置した。設置後、コ各種の試験を実施し装置の特性、最適運転条件を調べた。続いて実廃液の処理を実施し、さらにメンテナンスについても経験を積んできた。これらの経験から、(1)定格処理量は、設計条件である3m/hrが満足できた。また処理量を50%まで安全に制御して運転できた。さらに除染係数は10以上が得られた。(2)運転維持費に関係する蒸発比は、単効用蒸発処理装置と比較して14倍になった。したがって加熱源は1/14ですむ。(3)伝熱面に付着したスケールは、化学除染法でほぼ完全に除去できた。(4)主要機器の性能低下は、実廃液を約3,000m処理した時点においても見られない。 このことから、放射性廃液の処理に、蒸気圧縮式蒸発処理法も有力な処理手段であることが実証された。
Cの挙動とその放出低減化法前田 充; 辻野 毅
JAERI-M 7962, 41 Pages, 1978/11
高温ガス炉系におけるCに関し、その炉内および再処理工程内挙動および被曝評価法などについて文献調査した。さらに、原研で研究開発を進めている多目的高温ガス炉におけるC生成量、再処理工程内分布、放出量およびそれによる環境被曝線量を推定して、所要の除染係数を示すとともに、これらの結果をもとに、C放出低減化上有効と考えられる前処理プロセスについて綜合評価した。
町田 忠司; 古平 登
日本原子力学会誌, 17(12), p.661 - 666, 1975/12
東海研究所に設置された焼却処理装置の除染性能を確認するため、
Pを使用して、スクラバ,サイクロン,E.P.HEPAフィルタの除染係数および、炉への残存係数の測定が行われた。この結果は第4回理工学における同位元素研究発表会に一部を口頭発表したのみである。そこで試験の未発表部分に、装置改造後のデータを加え、さらに新たな観点から考察を加えてまとめたものである。発表内容は、この装置の炉内燃焼温度,排ガス流量,スクラバのスプレー水量,E.P.印加電圧の変動に対する、炉や集じん装置の除染特性の変化,および装置の総括除染係数位の確認である。試験の結果は総括除染係数は9.1
10
で、炉内温度の上昇,排ガス流量の減少,スプレー水の増加,E.P.電圧の上昇はいずれも除染性能に好影響を与えることが立証された。
吾勝 永子; 荒殿 保幸; 朴 賛栄*
Journal of Nuclear Science and Technology, 10(8), p.453 - 457, 1973/08
ポーラス型イオン交換樹脂-0~0.1M塩酸系における数元素の挙動を放射化学的に調べた。使用した樹脂は陽イオン交換樹脂がダイヤイオンPK-216とアンバーライトIR-200(H形)、陰イオン交換樹脂がダイヤイオンPA-316とアンバーライトIRA-900(Cl形)である。さらに、イオン交換樹脂カラムを用いて
Csの挙動を調べた。流速(Space velocity)120、180における除染係数を測定した。得られた値は、ゲル型イオン交換樹脂、ダイヤイオンSKN-1とSAN-1の混合物のカラムを用いた場合よりも、ポーラス型イオン交換樹脂、ダイヤイオンPK-216とPA-316の混合物のカラムを用いた方が大きかった。
