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高田 準一; 小池 忠雄; 塚本 導雄; 西尾 軍治; 木谷 進*; 宇野 清一郎; 鴨志田 厚; 渡辺 博典; 橋本 和一郎
JAERI-M 92-048, 332 Pages, 1992/03
本報告書は、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設の抽出工程において想定されるセル内容媒火災の安全性について実施した実証試験の試験データをまとめたものである。実証試験では、再処理モデルプラントを模擬した大型の実証試験装置を用いて、溶媒火災の燃焼状況、煤煙の発生・移行・沈着の挙動、HEPAフィルタの健全性について試験データを得た。この報告書に記載されたデータは、溶媒火災時の安全性解析コード(FACE)の検証に利用されることを念頭に置いて整理してある。
塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 西尾 軍治; 木谷 進*; 宇野 清一郎; 鴨志田 厚; 渡辺 博典; 橋本 和一郎
JAERI-M 92-047, 384 Pages, 1992/03
本報告書は、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設の抽出工程において想定されるセル内溶媒火災の安全性について実施した実証試験の試験データをまとめたものである。実証試験では、再処理モデルプラントを模擬した大型の実証試験装置を用いて、溶媒火災の状況、煤煙の発生、移行、沈着、放射性物質の閉じ込め効果、HEPAフィルタの健全性について試験データを得た。この報告書に記載された試験データは、溶媒火災安全性解析コードの検証に利用されることを念頭に置いて整理してある。
高田 準一; 小池 忠雄; 塚本 導雄; 西尾 軍治; 木谷 進*; 宇野 清一郎; 鴨志田 厚; 渡辺 博典; 橋本 和一郎
JAERI-M 91-145, 195 Pages, 1991/09
本報告書は、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設の抽出工程において想定されるセル内溶媒火災の安全性について実施した実証試験の試験データをまとめたものである。実証試験では、再処理モデルプラントを模擬した大型の実証試験装置を用いて、溶媒火災の状況、煤煙の発生、移行、沈着、放射性物質の閉じ込め効果、HEPAフィルタの健全性について試験データを得た。この報告書に記載された試験データは、溶媒火災安全性解析コードの検証に利用されることを念頭に置いて整理してある。
木谷 進; 川崎 雅弘*
LA-9911-C,Vol.1, p.21 - 29, 1983/00
日本では、原子力施設の設計と建設には火災・爆発事故を防止するため、原子力関係の法律のみならず、一般産業に対する法律を適用している。軽水炉については、火災・爆発防止のための基準を定めている。核燃料施設に対しては、核燃料施設安全審査基本指針の一部として防止対策を定めている。再処理施設の安全審査では、火災・爆発事故発生の可能性のある全ての施設について検討を行っている。事故による環境への影響については、抽出セルの溶媒火災時における放射性物質の放出によって評価を行っている。
元木 保男; 成冨 満夫; 田中 貢; 西尾 軍治; 橋本 和一郎; 木谷 進
Nuclear Technology, 63, p.316 - 329, 1983/00
被引用回数：3 パーセンタイル：44.36(Nuclear Science & Technology)PWR格納容器スプレイの格納容器熱除去・減圧効果を明らかにするため、JAERIモデル格納容器にPWR用スプレイノズルを用いた、格納容器スプレイ熱除去試験を実施した。この試験結果から、スプレイ水滴の熱吸収率に関しては、隣接ノズルからスプレイされる水滴の相互干渉作用による影響は小さいことが判った。また、水滴周囲条件(水蒸気と空気の存在比)と熱吸収率との関係を水滴落下距離をパラメータとして整理した。スプレイの格納容器全体の熱除去効率である総括スプレイ熱吸収率に関しては、スプレイ流量とノズル取付け高さの熱吸収率に及ぼす影響を格納容器内の気相条件(水蒸気と空気の存在比)で整理した。また、減圧効果に影響する格納容器内壁熱伝達係数については、壁面流下スプレイ流量をパラメータとして熱伝達係数と気相部条件との関係を示した。これ等の試験データを計算コードCONTEMPT-LT/022の計算と比較して、試験結果が計算コードの使用上に有効な知見である事も確認した。
西尾 軍治; 成冨 満夫; 元木 保男; 橋本 和一郎; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.315 - 325, 1982/00
原研モデル格納容器スプレイ効果実証試験装置を用いて、BWR仮想事故時における格納容器スプレイのヨウ素の除去試験BIS-0、BIS-1a、BIS-6、BIS-6aそしてBIS-6mを実施した。 BIS-0試験より得たヨウ素の壁面沈着量の測定は、無機ヨウ素の初期沈着現象の解釈に有用なデータとなった。BIS-1aは、比較的低いpHのスプレイ水を用いて実施した試験で先に報告したpH値の高いスプレイ試験BIS-1と対になる試験である。BIS-6、BIS-6a試験は、実炉のサプレッションプール水の液混合がない場合を模擬したもので、液混合がある試験BIS-6mと対をなすものである。 この論文では、以上の試験結果を示したのち、試験結果と計算コード(MIRA-PB)の比較を示した。また、実炉のサプレッションプール水のpH値がどうなるかを鉄の腐食に主眼をおいて実験し、その結果を示すと共に実炉プール水のpH値を推定した。
西尾 軍治; 成冨 満夫; 元木 保男; 橋本 和一郎; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(4), p.315 - 325, 1982/00
被引用回数：1 パーセンタイル：21.73(Nuclear Science & Technology)原研モデル格納容器を用いてBWR仮想事故時の格納容器スプレイによるヨウ素除去効果を実証するため、ヨウ素除去試験BIS-0,BIS-1a,BIS-6,BIS-6a,BIS-6mを実施した。 BIS-0より得たヨウ素の壁面沈着の測定は、無機ヨウ素の初期沈着現象の解釈に有用なデータとなった。BIS-1a試験は、比較的pH値の低いスプレイ水を用いた試験でpH値の高いBIS-1と対になる試験である。BIS-6およびBIS-6a試験は、実炉のプール液の混合がない場合を模擬したもので、液混合がある試験BIS-6mと対になる。 この論文では、以上の試験結果を示したのち、試験結果と計算コード(MIRA-PB)の比較を示した。また、実炉のサプレッション水のpH値がどうなるかを鉄の腐食に主眼をおいて実験し、その結果を示すと共に実炉プール水のpH値を推定した。
橋本 和一郎; 西尾 軍治; 成冨 満夫; 田中 貢; 元木 保男; 木谷 進
Journal of Nuclear Science and Technology, 18(4), p.261 - 274, 1981/00
被引用回数：4 パーセンタイル：52.55(Nuclear Science & Technology)軽水炉の冷却材喪失事故時において格納容器内に放出された放射性無機ヨウ素の水洗除去に対する大型格納容器スプレイ実証試験が行われた。この論文は、BWRの仮想事故条件で行われた無機ヨウ素除去に関する4試験の結果をまとめた。格納容器スプレイによる無機ヨウ素除去試験では、初期スプレイによる気相ヨウ素濃度の減衰速度および長時間スプレイ後の無機ヨウ素の気液分配係数が重要となる。試験は、初期の気相ヨウ素除去速度を求める試験と平衡時の無機ヨウ素気液分配係数を求める試験に分けて実施した。スプレイによるヨウ素除去の効果は、純水スプレイのpH値に大きく影響されることがわかった。試験の結果は、MIRA-PBコードによる結果と比較され、また実炉の格納容器スプレイの効果をDose Reduction Factorを用いて説明した。
田中 貢; 渡辺 博典; 橋本 和一郎; 元木 保男; 成冨 満夫; 西尾 軍治; 木谷 進
Nuclear Technology, 54, p.54 - 67, 1981/00
被引用回数：6 パーセンタイル：62.78(Nuclear Science & Technology)軽水炉格納容器スプレイの冷却効果および放射性ヨウ素の水洗除去効果には、スプレイノズルによって生成される液滴の粒径分布および格納容器内でのスプレイ液の噴霧状態が大きな影響を及ぼす。そこで、「格納容器スプレイ効果実証試験結果を評価するため、更にそれらの結果を用いて計算コードの開発・検証を行うため、軽水炉格納容器スプレイノズルの流量曲線(流量対圧力)、噴霧量分布、および粒径分布を実測した。ついで、それらの実測値を用いて、計算コードCONDENSEにより、実炉(PWR、BWR)格納容器スプレイの冷却効果を証価した。
西尾 軍治; 田中 貢; 橋本 和一郎; 元木 保男; 成冨 満夫; 木谷 進
Nuclear Technology, 54, p.68 - 86, 1981/00
被引用回数：1 パーセンタイル：24.41(Nuclear Science & Technology)想定事故時に作動する格納容器スプレイのヨウ素除去挙動を把握する計算コードCOSMO(Containment Spray Model)をBWR,PWR,ICRを対象にして作成した。この計算コードは格納容器の内部を数個のセグメントに分割したマルチコンパートメントモデルであり、オプションにより炉型を選択できる機能をもっている。 この論文では、COSMOを用いてモデル格納容器スプレイ効果実証試験の結果を検証し、妥当な結果を得た。また、BWR,PWRそしてICRの仕様に近い値を用いて仮想事故時の格納容器スプレイによるヨウ素除去計算を実施した。
西尾 軍治; 宮内 正勝; 木谷 進
JAERI-M 8798, 23 Pages, 1980/03
高速増殖炉の仮想事故時において、原子炉格納容器内には核燃料物質を含む酸化ナトリウムエアロゾルが分散する。格納容器内のエアロゾル減衰は沈降現象によって支配されるが、その重要な因子である核燃料エアロゾルの密度、エアロゾル粒度分布は未だ明らかになっていない。この研究は、エアロゾルの沈降速度と粒度分布を測定することにより、核燃料エアロゾルである酸化ウラン、高速炉の冷却材であるナトリウムエアロゾルそしてその混合エアロゾルの見掛の密度を測定したものである。
木谷 進; 三塚 哲正*
日本原子力学会誌, 22(9), p.598 - 603, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)高速増殖炉に関する安全性研究開発が各国で進められている。ナトリウム冷却型高速増殖炉は、燃料としてウランとプルトニウムの混合酸化物を、冷却材として液体ナトリウムを使用している。そのため、事故時に対する工学的安全設備を設計する場合、従来の軽水炉における放射性気体に加えて、事故時に発生すると想定される核燃料、冷却材を成分とするエアロゾルが対象として加わる。特に、高速炉には核納器内の浮遊FPに対し、軽水炉に設備されている格納容器スプレイに相当する強制減衰設備がないため格納容器内におけるエアロゾル挙動の知見が重要となる。
西尾 軍治; 木谷 進; 高田 準一
Journal of Nuclear Science and Technology, 14(1), p.12 - 21, 1977/01
被引用回数：4高速炉の仮想事故において格納容器内の雰囲気温度は、原子炉から噴出した金属Naの顕熱,Na火災に伴う燃焼熱,FPの崩壊熱により上昇し、格納容器の壁面で冷却される。分散したエアロゾルのうち大粒子は、雰囲気ガスの上昇流に逆って沈降する。微小粒子は、上昇流にのって舞い上り、格納容器壁面に沿って拡散沈着、熱泳動付着しその濃度を減衰させる。このようなエアロゾルの熱的挙動を実験的に解明し、格納容器内のエアロゾルの濃度減衰機構や火災による粒子の舞い上り現象などの因果関係を求めた。実験は、1m
の実験容器の内部に煙突型及び平板型の二種類の熱源を設置し、その濃度減衰を発熱量に対して求めた。その結果、実験容器内の熱収支とエアロゾルの濃度減衰効果を考慮した近似式及びコード化された厳密解と実験値とを比較し、よい一致を得た。
木谷 進; 高田 準一; 西尾 軍治; 白鳥 徹雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 12(11), p.717 - 721, 1975/11
被引用回数：3Na冷却型高速炉の災害解析において、Naの火災によるF.P.および
Naの大量放出が予想される。Naプール火災の場合、Na中の放射性ヨウ素の一部は酸化Naエアロゾルと共に気相中に移行する。しかし、ヨウ素の一部が揮発性化合物に変化するならば、その放射能はエアロゾルのように沈降、付着することなく空気中にととどまると考えられる。Na火災時に揮発性のヨウ素化合物が生成されるかどうかを研究するため、1mのステンレス鋼チャンバ内で実験が行なわれた。
Iでラベルした1ppm相当のNa1が精製したNaと混合し、空気中で加熱され、燃焼させた。MayPackの測定から空気中に放出したヨウ素の大部分はエアロゾル状であった。しかし、その一部は長時間にわたりチャンバ内に浮遊し、ラジオガスクロマト分析から有機ヨウ素化合物であることが見出された。有機ヨウ素の生成率は軽水炉事故から得られたその値と類似していた。
古川 和男; 木谷 進; 山田 栄吉; 村田 秀男; 春田 秀人; 大山 信美; 高橋 和宏*
PNC TJ250 75-49, 64 Pages, 1975/03
Na冷却高速炉の安全解析に際し,格納容器内でNa火災が発生した場合のNaの燃焼状態,格納容器の安全性を把握するため,高さ2m,直径1.5m,内容積3.2mSUP3の密閉容器で0.3,0.15,0.075mSUP2の燃焼表面積をもたせたNa火災の16回のモデル試験を,初期Na温度,初期酸素濃度,湿度等を変化させつつ行った。そして,酸素濃度変化,ガス密度変化および発熱量より燃焼速度を求めた。21v/o酸素の密閉空気中の500度CにおけるNa液面燃焼速度は,Na表面積と床面積の比に強く影響される。そして見かけ燃焼速度はほぼ一定である。少くも酸素濃度が5v/0以下となると発光を伴う燃焼は起こらず,酸素濃度に関して一次の反応となる。
古川 和男; 木谷 進; 山田 栄吉; 村田 秀男; 春田 秀人; 大山 信美*; 高橋 和宏*
JAERI-M 6073, 116 Pages, 1975/03
Na冷却高速炉の安全解析のため、格納容器内のNaプール火災のモデル実験解析を行った結果の報告である。高さ2m、直径1.5m、内容積3.2mの密閉容器を用い、0.3、0.15、0.075mのNa表面積をもった火災実験を2期計16回行った。初期のNa温度、酸素濃度、湿度、液深さ等も変えつつ、燃焼速度、機構を解析した。燃焼速度は、Na表面と床面との面積比に大きく依存し、しかも見かけ上、ほぼ一定速度で進行することを見出した。これらは、JAERI-memo-3810、3811(未公開)(1969)であったものを整理して公開するものである。なお、これは動燃団よりの委託研究成果である。
西尾 軍治; 木谷 進; 高田 準一
Nucl.Eng.Des., 34(3), p.417 - 428, 1975/03
被引用回数：3この論文は、ナトリウム冷却型高速実験炉の仮想事故時に原子炉から環境へ放出されるプルトニウムエアロゾルの災害解析を記述している。原子炉格納容器は二重構造であり、アニラス状の格納容器は、非常用フィルターに連結されている。一次格納容器内に噴出したエアロゾルは、UO
-PuO,構造材を含む酸化ナトリウムであると仮定して計算した。エアロゾルの挙動は、(1)一次格納容器内のエアロゾルは、その高い濃度に起因して激しく凝集しその粒径を増大させる。(2)同時に、粒子の沈降、格納容器壁面への拡散沈着,熱泳動付着によりその濃度を減少させつつ(3)二次格納容器に漏洩し、さらにその濃度減衰が進行する。二次容器内のエアロゾルは、フィルター系で清浄され環境へ放出される。いくつかの計算結果は、実験データーと比較されよい一致をみた。
石原 豊秀; 今井 和彦; 榎本 茂正; 木谷 進; 阪田 貞弘; 丸山 吉三
JAERI-M 5903, 82 Pages, 1974/11
本報は、当所の安全性研究会議に設けられた環境専門部会(1973年10月~1974年4月)が、今後数年の間に原研として取りあげるべき環境に関する研究課題について検討した内容のうち、技術的事項を中心にとりまとめたものである。その内容は、環境における被曝線量などの評価に関する分野をはじめ、原子力施設からの放射能の放出低減化放射性廃棄物の処理処分に関する技術、放射性物質の輸送に関する事故防止と緊急時対策などのほか、ラジオアイソトープおよび放射線の環境保全への利用の分野にも及び、それぞれの現状と問題点ならびに研究課題について述べている。
西尾 軍治; 木谷 進; 伊藤 幸雄*
Journal of Nuclear Science and Technology, 11(8), p.339 - 344, 1974/08
高温ガス炉の被覆燃料粒子に核分裂生成物を完全に封じ込めることは不可能であり、特に放射性ヨウ素は、一次冷却ガス中に漏洩することはまぬかれない。この実験の目的は、ステンレス鋼表面へのヨウ素の沈着現象と、鋼と反応した金属ヨウ化物の脱着を考慮して、希薄ヨウ素とステンレス鋼間の反応速度を求め、冷却ガス配管中のヨウ素の挙動に対する情報の一端とするものである。実験は、石英管に少量のステンレス鋼粒子を充槇し、放射性ヨウ素を含む高純度アルゴンガスの流量を変化させて加熱する。反応生成した金属ヨウ化物と未反応のヨウ素を分離し、鋼に対するヨウ素の反応量を求め、層長を微小にとった微分反応管モデルを用いてその反応速度を求めた。反応速度は、冷却ガス配管に適用されるので、表面積あたりの反応速度定数に変換された。ステンレス鋼上の希薄ヨウ素の沈着率は、アルゴンガス流体中のヨウ素の濃度に対して約10%程度であった。
