Transport of radioactive corrosion products in primary system of sodium-cooled fast breeder reactor "MONJU"

松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉

Journal of Power and Energy Systems (Internet), 5(1), p.96 - 107, 2011/01

https://doi.org/10.1299/jpes.5.96

放射性腐食生成物(CP)は、燃料破損を伴わないFBRプラントでの補修作業時の個人放射線被曝の主要な原因となる。CPは燃料被覆材と燃料集合体などの炉心領域で生成し、ナトリウム主流によって主冷却系へ移行し、主要な配管と構造物の壁面に沈着する。"PSYCHE"プログラムシステムは、作業員の放射線被ばく量の抑制技術を確立することを目的として開発された。このPSYCHEコードは溶出-沈着モデルに基づいている。「もんじゅ」の主要な冷却系でのCP密度はPSYCHEを用いて計算された。「もんじゅ」における計算から、20年間の運転で、Mnの沈着量はCoと比較して約7倍多いと予測された。特にMnの沈着は、主ポンプとコールドレグに分布し、一方でCoは主ポンプだけでなくホットレグにも沈着する傾向が予測された。「もんじゅ」の一次冷却系のMnとCoの分布結果は、「常陽」での測定結果の分布の傾向に一致した。

ガス巻込みに関する流動数値解析; 差分法の適用性評価

西村 元彦*; 野中 嘉治*; 前川 勇*

JNC TJ9400 2005-002, 55 Pages, 2005/07

JNC-TJ9400-2005-002.pdf:74.29MB

実用化戦略調査研究において検討されているナトリウム冷却炉は原子炉容器のコンパクト化がはかられている。このため、これまでの炉に比べ冷却材流速が増大することから、自由液面から冷却材中にカバーガスを巻込まない設計とその予測手法の確立が強く要請されている。本件は、設計で遵守すべきガス巻込みの判定基準の策定に寄与するため、計算科学的手法をベースとした流動評価手法を確立することを目的として、ガス巻き込みの解析手法の構築および既往実験を元に詳細実験解析を実施するものである。 既往実験としては、矩形流路の中に角柱の障害物が存在ししかもその下流にはやはり矩形で模擬された吸込み管を設置した体系が用いられた。角柱によってカルマン渦が発生し、その中のあるものは吸込み管に吸収されガス巻き込み渦を形成する非定常現象を対象としている。 今回の数値解析では、乱流モデルの影響に注目した。層流モデル、標準k-モデル、RNG k-モデル、非線形k-モデルおよびk-モデルの5ケースを実施した。得られた結果は以下のとおりである。 1)カルマン渦の成長、流速と圧力変動および変動のピーク値の大きさ等を 比較すると、層流モデルがもっとも激しい変化、変動の大きい結果を示 し、RNGモデルが層流モデルに近い変動を示しランダム性も見ることが出 来た。 2)一方、k-モデル、非線形k-モデル、標準k-の順で流れの変動がより 減衰し規則的なおとなしい流れになっている。 3)今後、実験結果と詳細な比較検討が求められるが、渦の予測に対する乱 流モデルの適用性に関し定量的なデータが得られ、既往のCFDコードの適 用性に関する知見が蓄積できた。なお、解析はSTAR-CDコードを使用した。

もんじゅ液体廃棄物処理系における蒸気ドレン系水質改善の調査報告

加藤 哲朗; 酒井 伸一; 前川 嘉治; 二之宮 和重; 加藤 一馬; 島田 満*

JNC TN2420 99-003, 75 Pages, 1999/03

JNC-TN2420-99-003.pdf:2.36MB

もんじゅは、平成7年12月に発生した二次主冷却系ナトリウム漏洩事故以来プラントは停止している。プラントは停止中であっても系統の安全確保のため主要機器は冷却等最低限の状態で運転が維持されている。そのためドレン等の廃液は放射性液体廃棄物処理系に移送され、濃縮・減容後プラスチック固化が行なわれる。本処理設備には廃液の蒸発・濃縮を行なう廃液蒸発濃縮器、濃縮器を加熱する廃液加熱器および蒸発・濃縮処理後の蒸気を冷却した凝縮液の脱気を行なう脱気器が設置されている。本報告書は廃液加熱器と脱気器の両機器で熱源として使用している補助ボイラ蒸気ドレン(凝縮水)の水質のうち、導電率の変動現象について、原因調査とその対策について取りまとめたものである。調査の結果、導電率の変動は補助ボイラ給水に脱酸素剤として注入されているヒドラジンの熱分解により発生したアンモニカが原因となっていることが判明した。このため、補助ボイラ給水へのヒドラジン注入方法を見直し、適正なヒドラジン濃度管理を維持することにより本事象が改善され、同時に補助ボイラ給水中のヒドラジン濃度の安定化も図られ、水質管理の向上に寄与することが確認できた。

高速増殖原型炉「もんじゅ」での放射性腐食生成物の移行沈着挙動の評価

松尾 陽一郎; 長谷川 正憲; 前川 嘉治; 宮原 信哉

no journal, , 

高速増殖炉の放射性腐食生成物移行評価コードPersonnel Program System for Corrosion Hazard Evaluation code(PSYCHE)を用いた「もんじゅ」本格運転開始後から約30年間の1次冷却系でのMn-54, Co-60等のCP沈着密度分布の予測解析を行った。また、配管の腐食速度式として下流効果項を含むPNC式、及び含まないT-T式をそれぞれ用い、下流効果の考慮の有無がCP移行沈着挙動に与える影響について評価した。検討結果は、Mn核種と比較してCo核種が下流効果を受けやすいことを意味するものであり、Co核種においては下流効果を無視できないことが示唆された。