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日高 昭秀
エネルギーレビュー, 35(9), p.20 - 24, 2015/09
原子炉が運転されると、核燃料物質であるウランやプルトニウムなどが核分裂して核分裂生成物が燃料棒中に蓄積される。炉心が溶融するようなシビアアクシデント時には、核分裂生成物を含む放射性物質が燃料から多量に放出され、原子炉冷却系内や格納容器内を移行し、格納容器が損傷または隔離機能が損なわれた場合には大気中へ放出される。放射性物質は、その間、壁などへの凝縮、重力沈降のような自然現象または格納容器スプレイのような工学的安全設備によって除去される。以上のような様々な過程を経て、環境中に放出される放射性物質の種類と量、放出のタイミングをソースタームと呼ぶ。放射性物質の移行・沈着挙動は、機構論的には、ガス状の放射性物質の付着/蒸発、エアロゾル状の放射性物質の沈着、エアロゾルの成長、工学的安全設備による放射性物質の除去に分類できる。本報では、シビアアクシデント時の放射性物質の移行・沈着挙動について概説する。
佐藤 寿人; 川又 博; 蛭町 秀; 廣田 栄雄; 磯前 裕一*
PNC TN8410 91-237, 31 Pages, 1991/09
プルトニウム燃料施設では、プルトニウムの環境への影響の評価のため、排気口出口での核燃料物質の年間放出量を算出する必要があるが、この計算過程で、移行率を用いる。しかし、この移行率のバックデータについては、各施設の運転実績からのデータがあるのみでグローブボックス内での移行率試験は行われていなかったため、PuO2粉末を収納する粉末容器の開口面積、グローブボックスの換気回数をパラメータとする移行率試験を行うことにした。本試験により次のような知見を得た。1)移行率I〔発生したPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合〕及び移行率II〔粉末容器内のPuO2粉末重量に対してPuO2エアロゾルが排気口に移行する割合(通常呼ばれている移行率)〕は、粉末容器の開口面積が増加するにしたがって増加する。2)グローブボックスの通常の換気回数(3
14回/h)の範囲では、移行率I及び移行率IIは、換気回数の影響よりグローブボックス内の気流状態の影響を受ける傾向がある。3)本試験における移行率I及び移行率IIの最大は前者が0.56、後者が1.3
10-5であった。なお、このときの試験条件はPuO2粉末重量:1490g、粉末攪拌時間:5分間、粉末容器開口面積100cm2、グローブボックス換気回数:3回/hであった。
梶本 光廣*; 村松 健
CSNI-R-176, 13 Pages, 1991/00
ARTコードは軽水炉の炉心損傷事故時のエアロゾルとガス状の放射性物質の移行挙動を解析するコードであり、多成分エアロゾルの凝集、沈着、プールスクラビング、スプレイによる除去等に関する計算モデルが組み込まれている。軽水炉の炉心損傷事故時には格納容器内に水蒸気が充満しエアロゾルの沈着挙動に影響を与える。このため水蒸気雰囲気中でのエアロゾル挙動を精度良く計算することが必要である。本報では、軽水炉事故時の雰囲気条件を想定したNSPPエアロゾル実験(オークリッヂ研究所)の解析を通じてARTコードを検証した結果を報告する。解析の結果、NSPP-502、503、504実験で測定されたFe
O
エアロゾル濃度の時間変化とARTコードの計算結果は良好な一致を示しており、ARTコードの計算モデルの妥当性が示された。
