東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2018年度

中野 政尚; 藤井 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 西村 周作; 松原 菜摘; 前原 勇志; 成田 亮介; et al.

JAEA-Review 2019-048, 165 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-048.pdf:2.69MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2018年4月から2019年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングスに変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

ナトリウム冷却炉の上部プレナム流動特性の研究; 水流動試験の検証解析と渦予測手法の適用性検討

藤井 正; 近澤 佳隆; 此村 守; 上出 英樹; 木村 暢之; 中山 王克; 大島 宏之; 成田 均*; 藤又 和博*; 糸岡 聡*

JAEA-Research 2006-017, 113 Pages, 2006/03

JAEA-Research-2006-017.pdf:14.98MB

実用化戦略調査研究で概念設計を進めているナトリウム冷却大型炉では、従来設計よりも高流速条件となる炉上部プレナム内の流動特性を把握するため、縮尺水流動試験が実施されている。本報告では、汎用熱流体解析プログラムを用いて水試験体系を対象とした流動解析を実施し、実機体系でのプレナム内流況と気泡を伴う水中渦の評価に対する適用性を検討した。(1)1/10縮尺プレナム試験を対象に、フルード数一致条件での定常解析を実施した。解析では、炉心上部機構内部から炉容器壁に向かう噴出し流れや、切込み部からの上昇噴流等の上部プレナムでの特徴的なフローパターンを再現できる見通しを得た。また、実機体系での全体流況が水試験体系と定性的に一致することを確認するとともに、解析における数値解法や境界条件等の設定がフローパターンに及ぼす影響が明らかとなった。(2)伸長渦理論に基づく渦予測評価手法を用いて、1/10縮尺試験のディッププレート下方領域における渦の分布を評価した。実機流速一致条件の場合には、水試験と同様、コールドレグ配管壁からホットレグ配管に吸込まれる2本の渦を、気泡を伴う水中渦として同定した。この結果より、上部プレナム内で定常的に発生する液中渦を渦予測評価手法により同定できることを確認した。

Analysis of thermal-hydraulic behavior in a fast reactor fuel subassembly with porous blockages

大島 宏之; 成田 均; 二ノ方 壽

Proceedings of 2nd International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety, Vol.2, p.1157 - 1164, 1997/00

高速炉において、その稠密な燃料格子構造および高い出力密度ゆえ、燃料集合体局所異常/事故は安全評価上重要な事象である。ワイヤースペーサ型のバンドル体系では、過去の試験等により起因事象として厚みのあるポーラス状閉塞を想定することが現実的と考えられる。本研究では、大型燃料集合体におけるポ-ラス状流路閉塞発生時の熱流動挙動を把握することを目的として、燃料集合体内熱流動解析コ-ドASFRE-IIIを用いたパラメ-タ解析を実施した。これにより、閉塞形態・位置、流路面積閉塞割合および閉塞物ポロシティ冷却材最高温度に与える影響を明らかにした。

サブチャンネル解析コードASFRE-IIIの整備;燃料ピン熱伝導モデルの改良

成田 均; 大島 宏之

PNC TN9410 96-116, 102 Pages, 1996/04

PNC-TN9410-96-116.pdf:3.24MB

高速炉燃料集合体局所異常事象や変形バンドル内熱流動現象の評価においては、燃料ピンの健全性を判断する観点から、被覆管を含む燃料ピン内の温度分布を精度良く予測することが重要となる。そこで本研究では、燃料ピンの詳細な温度分布の評価を可能とすべく、動燃で開発・整備を進めている単相サブチャンネル解析コードASFRE-IIIの燃料ピン伝熱モデルの多次元化を図った。三次元熱伝導方程式を導入する際には、計算負荷の増大、流動・伝熱現象の時定数の差異を考慮して、径方向を陰的に、周および軸方向を陽的に離散化した。また、径・周・軸各方向の熱伝導計算を自由に組み合わせて計算が実施できるよう、入力にて任意にそれらを指定するフラグも設定した。これにより解析対象とニーズに合わせて、一三次元計算を自由に選択することができる。本モデルを7本ピンバンドル体系の局所流路閉塞事象解析に適用し、妥当な解が得られることを確認した。

放射能トレーサビリティ体系の基本的考え方

並木 篤; 片桐 裕実; 林 直美; 鹿志村 芳範; 宮河 直人; 渡辺 均; 成田 脩

PNC TN8520 91-004, 195 Pages, 1991/03

PNC-TN8520-91-004.pdf:4.02MB

環境安全課では、再処理施設周辺環境放射線(能)モニタリング及び事業所内各施設から環境へ放出される放射性排水の測定等を目的として、多種多様の放射線測定機器が使用されている。これらの放射線測定機器の校正には、その測定対象に応じ様々な核種・形状及び形態の標準線源を使用している。従来から、校正の精度を確保するため国家標準(工業技術院電子技術総合研究所)とのトレーサービリティの維持に努めてきた。昭和63年に安全管理部放射能トレーサービリティワーキンググループが設置され、安全管理部内のトレーサービリティ体系が整備された。特に環境安全課においては、沈殿状の当課製作線源を使用するため、安全管理部内において特殊な環境化にあり、部内のトレーサービリティ体系をそのまま受入れることが出来ない部分がある。このため、環境安全課トレーサービリティワーキンググループを設置し、当課のトレーサービリティ体系を部の体系に照らし整理を行うと同時に、特殊性を考慮したは基本的考え方をまとめた。本報告は、このトレーサービリティワーキンググループ検討結果をまとめたものである。主な検討内容としては、トレーサービリティ体系の明確化を主体に実施したが、品質管理の向上をさらに図るため、測定器及び標準線源の維持管理と当課製作線源のマニュアル化についても実施した。

動燃再処理排水環境影響詳細調査結果(昭和53年7月昭和63年9月)

成田 脩; 石田 順一郎; 片桐 裕実; 林 直美; 宮河 直人; 渡辺 均; 小林 満; 並木 篤; 住谷 秀一; 黒須 五郎; et al.

PNC TN8420 89-009, 238 Pages, 1989/08

PNC-TN8420-89-009.pdf:4.32MB

動燃再処理排水環境影響詳細調査は、海中放射能監視確認調査(再処理ホット試験期間中実施)の後を受け、また、再処理施設の本格運転に伴う茨城県からの要請に基づき、昭和53年7月から実施している。本資料は、調査を開始して以来10年が経過したことから、今回これまでに得られたデータの整理を行ったものである。10年間の調査実績を基に評価すると、海域全体としての放射能水準の変動は全く見られていない。また、再処理施設排水に起因すると思われる測定値は、Hについてスポット的に検出された以外は見出されなかった。

Analysis of Thermal-hydraulic Behavior in a Fast Reactor Fuel Subassembly with Porous Blockages

大島 宏之; 成田 均

4th International Senminar on Subchannel Analysis(ISSCA-4), , 

高速炉においては,その稠密な燃料格子構造および高い出力密度ゆえ,燃料集合体局所異常/事故は安全評価上重要な事象である。ワイヤ-スペ-サ型のバンドル体系では,過去の試験等により,起因事象として厚みのあるポ-ラス状閉塞を想定することが現実的と考えられる。本研究では,大型燃料集合体におけるポ-ラス状流路閉塞発生時の熱流動挙動を把握することを目的として,燃料集合体内熱流動解析コードASFRE-IIを用いたパラメータ解析を実施した。これにより,閉塞形態・位置,流路面積閉塞割合および閉塞物ポロシティが冷却材最高温度に与える影響を明らかにした。