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岩井 保則; 林 巧; 小林 和容; 西 正孝
Fusion Science and Technology, 48(1), p.460 - 463, 2005/07
被引用回数：4 パーセンタイル：30.44(Nuclear Science & Technology)換気中の室内にトリチウム漏洩が発生した場合のトリチウム挙動とその初期閉じ込め性能を把握するための三次元コードを開発し、その整備を続けている。今回、本コードを用い、室内トリチウム漏洩事象が発生した際に単位時間あたりの室内換気回数がトリチウム閉じ込め性能に与える影響,トリチウム漏洩検知までにかかる時間に換気回数が与える影響,ダクトとトリチウムモニターの最適位置について検討した。本検討の結果、(1)換気回数のトリチウム閉じ込め率への影響は小さく、37GBqのトリチウム漏洩を想定した場合では99%を大きく上回る閉じ込め率が得られること,(2)漏洩を検知するまでにかかる時間は換気回数が小さい程長くなる傾向にあるものの数分以内であり、室内に排気ダクトを均等に配してトリガーモニターを各排気ダクト内に設置することで漏洩の迅速な検知が可能であること,(3)緊急遮断弁閉止後、トリチウム濃度が均一になるまでにかかる時間は数時間のオーダーであること、などが得られた。トリチウムは漏洩直後にはプルームを形成して室内の換気流れに従い広がる。よって初期の閉じ込めではプルームを直接排気しないことが重要であり、排気口を壁面から離して配することが有効な対処法である。
高田 準一; 林 嗣郎*; 渡邊 浩二; 瀧田 孝治*; 塚本 導雄; 田代 信介; 阿部 仁*; 内山 軍蔵*
JAERI-Tech 2002-102, 87 Pages, 2003/01
JAERI-Tech-2002-102.pdf:3.27MB
再処理施設の一部の建屋換気設備では、HEPAフィルタの直前に前置フィルタが設置されており、HEPAフィルタの保護と目詰まりを緩和する役割を担っている。しかし、火災事故が発生した場合、大量の煤煙が発生し、前置フィルタが煤煙の負荷により目詰まりし、差圧の上昇によって破損することが考えられる。そこで、原研では火災時の換気系フィルタの健全性が確保されることを調べる実証試験を実施した。試験では、模擬可燃性固体廃棄物(ゴム手袋,綿手袋,ゴム手袋/綿手袋混合物)や模擬回収溶媒(n-ドデカン,TBP/n-ドデカン混合物)を燃焼させ、煤煙の発生挙動や換気系ネットワーク(セル,ダクト,ダンパー,フィルタ)内による煤煙の減衰効果、及び煤煙の負荷による換気系フィルタの目詰まり特性などを把握する試験データを取得した。その結果、前置フィルタが破損した場合でも換気系全体の健全性が確保されることがわかった。また、安全性解析コード(CELVA-1D)によるフィルタの差圧上昇解析に適用させるため、前置フィルタの差圧上昇を単位フィルタ面積あたりの煤煙負荷量を関数とした二次の実験式で表し、前置フィルタの目詰まり係数(
,
)を求めた。
坂元 眞一; 明午 伸一郎; 今野 力; 原田 正英; 三宅 康博*; 春日井 好己; 武藤 豪*; 藤森 寛*; 小野 武博; 池田 裕二郎
JAERI-Tech 2001-075, 168 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-075.pdf:12.78MB
大強度陽子加速器計画の中で重要な施設である物質・生命科学実験施設に共存するミュオンターゲットと核破砕中性子源の設計では、いかに上流に置かれるミュオン標的で生ずるビームロスによる影響を低減できるかが課題である。本レポートは、1年間かけて検討してきた技術課題の定量評価とその対応の仕方について得られた結果をまとめたものである。
阿部 仁; 渡邊 浩二*; 田代 信介; 高田 準一; 内山 軍蔵
JAERI-Research 2001-052, 18 Pages, 2001/11
JAERI-Research-2001-052.pdf:1.83MB
核燃料施設での火災事故事象を定量的に解析するためには、煤煙粒径分布や煤煙及びエネルギー放出速度等の放出ソースタームデータの整備が不可欠である。固体廃棄物や回収溶媒を模擬した模擬可燃性廃棄物を用いた燃焼試験を実施し、これら放出ソースタームの評価方法を検討した。模擬可燃性廃棄物としてゴム手袋と綿手袋が混在した場合、粒径が1
m以上の比較的大きな煤煙が綿手袋の炭化した残留物中に閉じ込められ、ゴム手袋のみの場合と比べて煤煙の放出率が低くなった。ゴム手袋の燃焼に伴う試験結果をもとに安全性解析コードCELVA-1Dを用いて上記ソースタームを評価した。CELVA-1D評価結果は事故解析ハンドブック(NUREG-1320)中で推奨されている計算パラメータを用いた計算結果とほぼ一致し、本試験でのCELVA-1Dを用いた放出ソースターム評価手法の妥当性が確認できた。
塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 渡邊 浩二*; 宮田 定次郎*; 西尾 軍治*; 村田 幹生*; 内山 軍蔵
JAERI-Tech 2001-031, 47 Pages, 2001/03
JAERI-Tech-2001-031.pdf:2.75MB
再処理溶媒(溶媒)と硝酸との異常化学反応に起因した爆発は、再処理施設のDBAに選定されている。そこで、原研では爆発がプルトニウム濃縮缶で起きた場合を想定し、セル換気系の安全性とHEPAフィルタの健全性が確保できることを実証するため、溶媒と硝酸とを反応容器に貯え、密封し、種々の加熱条件下で生成した硝化溶媒(TBP錯体等)を急激に熱分解させて、爆発を誘起させるニトロ化溶媒爆発試験を実施した。試験の結果、以下に述べる知見を得た。硝化溶媒の熱分解により溶媒1kgが噴出して爆発を起こした場合、実験的方法により導出した最大質量放出速度と最大エネルギー速度は、0.59[kg/s]と3240.3[kJ/kg・s]である。この爆発による波及がセル換気系に与える影響は小さく、HEPAフィルムの健全性が確保できることを実証した。
二神 敏; 石川 浩康; 大野 修司; 宮原 信哉
JNC TN9400 2000-092, 247 Pages, 2000/08
JNC-TN9400-2000-092.pdf:20.29MB
高湿分条件下における小規模ナトリウム漏えい時の受け皿減肉の腐食形態を明らかにすることを主目的として、「ナトリウムプール燃焼実験Run-F7-3」および「ナトリウム漏えい燃焼環境における床ライナの腐食発生条件確認実験Run-F8-1」を実施した。両実験では、大規模ナトリウム漏洩燃焼試験施設SAPFIREの小型密閉容器FRAT-1(内容積3mの3乗)を用い、炭素鋼製の受け皿上に約507
のナトリウムを24
26kg/hの流量で2325分間漏えいさせた。雰囲気条件は湿分濃度2500028000vol-ppmで5mの3乗minの換気を行い、燃焼の終了時刻(容器内のアルゴン置換の実施時刻)をパラメータとした。両ケースの受け皿の減肉量、材料分析結果、堆積物化学組成を分析・比較した結果から、2回の実験ではNaFe複合酸化型腐食が支配的であったと推定した。また、堆積物中にNaOHが形成されるのは主に漏えい終了後でありナトリウム漏えい期間中は溶融塩型腐食の発生しにくい環境であったことを確認した。
田中 泉; 吉元 勝起; 神 晃太*; 木村 光希*; 岩佐 和宏*; 大森 二美男*; 吉田 秀明*
JNC TN8440 2000-013, 179 Pages, 2000/04
JNC-TN8440-2000-013.pdf:10.31MB
プルトニウム転換技術開発施設は、昭和58年にプルトニウム試験を開始して以来約13年間運転を継続し、約12tのプルトニウム・ウラン混合酸化物粉末の製造を実施してきた。プルトニウム転換技術開発施設は、設備の経年劣化による設備更新を実施し、平成56年にかけて第1回設備更新として焙焼還元炉及び廃液蒸発缶等の更新を実施し、平成1011年にかけて第2回設備更新として脱硝加熱器、混合機、換排気設備等の更新を実施した。撤去設備の細断は、第2回目の更新工事において撤去したフィルターケイシング、分析グローブボックス等を細断し放射性廃棄物として処置したものである。またすでに処置された不燃性固体廃棄物のうち、プルトニウム含有率の高い大型廃棄物についても開梱を実施し、粉末等の回収を行った。本報告書は、細断工事の実施結果について工事方法、被ばく実績及び本細断で得られた知見(セル・グローブボックス系フィルターへの核物質の移行量の推定について、放射性物質の再浮遊係数測定結果)をまとめたものである。
塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 渡邊 浩二*; 宮田 定次郎*; 西尾 軍治*; 村田 幹生
JAERI-Tech 2000-036, p.43 - 0, 2000/03
JAERI-Tech-2000-036.pdf:2.27MB
再処理施設のセル換気系内において再処理溶媒(有機溶媒)と硝酸の異常化学反応に起因した爆発が起きた場合について、爆発規模とエアロゾル発生量の関係、及びセル換気系による放射性物質の閉じ込め効果を把握する試験を実施した。試験ではセル換気系実証試験装置のセル内に設置した反応容器に、純粋な溶媒並びに
線照射により劣化した溶媒とCeを混合した硝酸とを充填・密封し、183まで加熱して爆発とエアロゾル発生を誘起させた。爆発により発生したCeエアロゾルは採取し、浮遊率や粒径分布を時間毎に測定した。さらに、質量濃度を実測してエアロゾルの沈降や沈着等による除去効果を調べた。その結果、噴出した溶媒ミストが急激燃焼を起こした場合、セル内に飛散するCeエアロゾルの初期(t=0)濃度は、3~600[mg/m
]になることが判明した。しかしながら、爆発による温度上昇や圧力波の伝播は、セルやダクトで構成される換気系で十分に減衰するので、HEPAフィルタの健全性は確保され、セル換気系による放射性物質の閉じ込め効果は十分達成されることが確認できた。
橋本 昭司; 箱田 照幸; 広田 耕一; 新井 英彦
Radiation Physics and Chemistry, 57(3-6), p.485 - 488, 2000/03
被引用回数：26 パーセンタイル：82.56(Chemistry, Physical)種々の工業プロセスから環境中に放出される有機物は環境汚染の観点から問題となっている。原研では揮発性有機物を含むガスに放射線照射して分解する技術の開発研究を行っている。本研究ではベンゼンやトルエン等の芳香族化合物並びにトリクロルエチレンやテトラクロルエチレン等のクロルエテンへの放射線照射効果を調べた。その結果、芳香族化合物では分解のG値が1~2であり、濃度減少分の30~60%がエアロゾルに変換されることを明らかにした。一方、クロルエテンの場合では、エアロゾルはほとんど生成しなかったが、分解のG値は芳香族化合物の数十から百倍も大きく、その値は処理濃度が高いほど大きくなった。
本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治
JNC TN8400 99-050, 94 Pages, 1999/11
本報では、地層処分の技術的成立性を明らかにするため、処分場の操業段階におけるガラス固化体の受け入れから人工バリア定置までの作業の具体的な方法について工学的な検討を実施した結果を報告する。まず、検討を行ううえで必要となるいくつかの前提条件を提示し、次に地上施設、アクセス施設、地下施設の区分で各施設における作業の内容と手順について検討した。さらに、各工程で必要となる具体的な機器、設備、および配置、系列数について検討し、各施設の概念を示した。これらをもとに実際の操業にかかる時間について検討した。また、操業段階で想定される事故事象をまとめ、既存の原子力関連施設を参考に放射線管理の考え方についても整理を行った。最後に今後検討されるべき課題をまとめた。
阿部 仁; 高田 準一; 塚本 導雄; 渡邊 浩二*; 村田 幹生
Journal of Nuclear Science and Technology, 36(7), p.619 - 625, 1999/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)1997年3月11日に、動力炉核燃料開発事業団(PNC)のアスファルト固化処理施設において火災・爆発事故が発生した。アスファルト/塩固化体の燃焼に伴う煤煙発生機構及び換気系フィルタの目詰まり現象を検討するため、小規模模擬燃焼試験を実施した。PNCにおける実廃液組成を参考に模擬固化体を作成して燃焼させた。その際の燃焼挙動を観察するとともに燃焼質量とフィルタの差圧上昇の間の関係を測定し両者の関係を表す実験式を導いた。さらに固化体から放出される質量、エネルギー及び煤煙の放出速度を試験データと一次元熱流動解析コードCELVA-1Dを用いた解析結果を用いることで求めた。模擬固化体の燃焼に伴って発生した煤煙の火災発生セルから換気系へ移行率は約2.5%、また実固化体中に含有されている放射性物質を模擬するために模擬固化体に添加したCsの移行率は約9.6%であった。
橋本 昭司
廃棄物処理・再資源化の新技術, p.58 - 64, 1999/00
本件は月刊エコインダストリー誌に掲載された論文、「電子線による揮発性有機物処理技術の開発」(98年12月号、P.12~18)の技術成書への転載である。論文では、工場換気ガス等に含まれる揮発性有機物の電子線による分解処理の原理、モデルガスを用いての試験結果、今後の研究開発の展望を紹介したものである。
西尾 軍治*; 山崎 昇*; 河野 浩二*; 渡邊 浩二*; 村崎 穣*
JAERI-Data/Code 98-033, 235 Pages, 1998/11
JAERI-Data-Code-98-033.pdf:9.87MB
CELVA-3Dは、再処理施設のセル内で想定される爆発時の熱流動現象と放射性物質の移行挙動を評価するため開発された計算コードである。この計算コードでは、3次元熱流動解析によりセル内の温度、圧力、流速を、熱流動を考慮した物質移流解析によりセル内の放射性物質の閉じ込め効果を計算する。また、CELVA-3Dは爆燃用解析のCELVA-3D(M)と爆轟用解析のCELVA-3D(R)に分かれている。ここで、CELVA-3D(M)の数値解法はSIMPLE法及びSIMPLEST法(半陰解法)が、CELVA-3D(R)はICE法(陽解法)が採用されている。CELVA-3Dの解析モデルは、再処理施設の想定爆発を模擬した安全性実証試験の結果と比較することにより検証された。
西尾 軍治*; 渡邊 浩二*; 河野 浩二*; 山崎 昇*; 向出 恵勇*; 吉岡 逸夫*
JAERI-Data/Code 98-017, 279 Pages, 1998/03
JAERI-Data-Code-98-017.pdf:10.17MB
この報告書は、再処理施設のセル内で想定される火災・爆発時の放射性物質閉じ込め効果を評価するため開発された計算コード(CELVA-1D)の解析モデルの説明、検証結果、及び使用手引き書から構成されている。この計算コードは、再処理施設内のセル換気系内の温度、圧力、流速の変化を1次元熱流動解析で計算すると共に、放射性物質の移行、沈着、フィルタ捕集等の閉じ込め効果が評価できる。CELVA-1Dの計算値は、セル内の火災・爆発を模擬した実証試験の効果を比較され、よく一致することを確かめた。したがって、CELVA-1Dの数学モデルとプログラムは検証されたとみなしてよい。
川田 耕嗣; 宮原 信哉; 田辺 裕美; 寺奥 拓史; 三宅 収
PNC TN9450 97-005, 145 Pages, 1997/03
「もんじゅ」2次冷却系ナトリウム漏えい事故の原因究明の目的で、平成8年4月8日に、大洗工学センターの大規模ナトリウム漏えい燃焼試験施設(SAPFIRE)内の大型密閉試験装置(SOLFA-2)を用い、「もんじゅ」2次系配管室の温度計、換気空調ダクト、グレーチング、床面には同仕様の受け皿等の配置を模擬してナトリウム漏えい燃焼実験-Iを行った。なお本データ集については、情報公開の一環として平成9年3月21日付けで、本社インフォメーションルーム、大洗工学センター展示館、敦賀事務所アトムプラザの3カ所で公開を開始した。
高田 準一; 鈴木 元衛; 塚本 導雄; 小池 忠雄; 西尾 軍治*
JAERI-Tech 96-054, 237 Pages, 1996/12
原研では、再処理施設の安全性研究の一環として、溶媒/硝酸の急激な熱分解反応に起因した爆発的燃焼が再処理施設のセル内で起こった場合の安全性実証試験をセル、ダクト、ダンパー、HEPAフィルタ及び排風機からなる大型装置を使用して実施した。実証試験では、セル換気系内の圧力上昇の影響を調べるため、加圧したタンクから装置のセル内に空気を吹き込み、装置内を通過する圧力応答を測定した。その結果、有効な圧力減衰が装置内のセルやダクトの配置により与えられた。また、実証試験ではHEPAフィルタや排風機の健全性を調べるために、空気の吹き込みによりHEPAフィルタや排風機の過渡応答を調べた。その結果、HEPAフィルタと排風機の健全性は圧力負荷において十分であった。この報告書に記載された内容は、再処理施設で爆発的燃焼が起こった場合のセル換気系の安全評価に資することができる。
高田 準一; 鈴木 元衛; 塚本 導雄; 小池 忠雄; 西尾 軍治
JAERI-Tech 95-024, 339 Pages, 1995/03
原研では、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設のセル内で想定される急激燃焼がセル換気系の安全性に与える影響について大型試験装置による安全性実証試験を実施した。再処理施設では、溶媒と硝酸の急激な熱分解反応による爆発的な燃焼を想定している。本実証試験では、再処理施設モデルプラントのセルやダクトを模擬した試験装置を用いて、セル内で溶媒のミストや熱分解ガスが爆発的に燃焼した場合を想定して、固体ロケット燃料を燃焼させ、爆燃領域の爆圧や温度上昇の影響がセル換気系内を伝播・減衰する挙動を明らかにした。この報告書に記載された試験データは、セル換気系の放射性物質閉じ込め安全性解析コード(CELVA)の検証に利用されることを念頭において整理された。
徳永 興公
放射線と産業, 0(66), p.59 - 60, 1995/00
東京都が民間会社と共同で実施した電子ビームを用いた自動車道路トンネル換気ガス脱硝のパイロット試験について、平成6年12月に東京都低濃度脱硝技術評価委員会報告書がまとめられた。この報告書によると、アンモニア添加・電子ビーム照射によって数ppmという低濃度の窒素酸化物が効率的に目標除去率80%以上を達成し、1週間にわたる長期間運転によって安定した除去性能を実証した。
西尾 軍治; 山崎 昇*
Nuclear Technology, 102, p.232 - 251, 1993/05
被引用回数：3 パーセンタイル：38.07(Nuclear Science & Technology)再処理施設のセル換気系の安全性を解析するため、抽出工程で想定される溶媒火災の挙動が解析できる計算コードFACEを作成した。この計算コードは、1次元と2次元の熱流動解析による温度、圧力及び流束の計算のみならず、火災時の放射性物質を含む煤煙の移行、沈着及び捕集などの放射性物質閉じ込め解析が可能である。計算コードの解析モデルを検証するため、FACEによる抽出工程の想定溶媒火災の計算を実施し、実証試験結果と比較した。
室川 佳久; 上野 勤; 本橋 昌幸; 新沢 幸一*; 真道 隆治; 狩野 元信; 大山 康昌*
PNC TN8470 93-014, 72 Pages, 1993/03
ガラス固化技術開発施設(以下「本施設」という。)は、再処理事業の「主要な試験施設」として昭和62年3月18日付けで再処理施設設置変更承認の申請を行い、昭和63年2月9日付けで承認を得た。また、昭和63年5月19日付けで本施設の「建物」の設工認申請を行い、昭和63年6月18日付けで認可を受け、本施設の建設工事(以下「本工事」という。)を昭和63年6月29日に着手した。建屋の建築工事は平成3年2月28日に、換気空調設備工事及び電気設備工事は平成3年7月31日に竣工した。装置工事は、平成3年6月30日までに主要な機器が据え付けられ、引き続き、遠隔操作試験、通水作動試験、総合通水作動試験及び受取試験を行い、機器類が設計通りの機能及び性能を満足していることを確認した後、平成4年4月30日に竣工した。これを以て本工事の全てが完了した。本報告では、TVFの建設に到るまでの設計経緯、安全審査実施内容の概要、本工事の実施結果等をまとめ報告する。
