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松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*
JAEA-Technology 2007-035, 35 Pages, 2007/03
JAEA-Technology-2007-035.pdf:23.9MB
将来国内において、ナトリウムを冷却材とした高速プラントや放射性ナトリウムの試験施設の解体,廃止措置時に伴い発生する放射性ナトリウムを処分する必要が生じている。しかしながら、直接放射性廃棄物としての処分方法は、既存の技術では確立していない。このため、経済性や安全性等を考慮して、ナトリウムを化学的に安定な物質に転換した後に処分する方法が考えられる。そこで、ナトリウム転換基礎試験装置の改良を図りながら、水酸化ナトリウム濃度45
50wt%,水酸化ナトリウム温度100
Cの水溶液中に、ナトリウムを注入速度10kg/hで注入して水酸化ナトリウム転換する基礎的な試験運転を実施した。その結果、注入されたナトリウムは水酸化ナトリウム水溶液中ですべて反応し、排ガス,水酸化ナトリウム温度,濃度等すべて制御することができ、本装置のシステムが妥当であることを検証した。また、水酸化ナトリウム水溶液中にナトリウムを注入する際にノズルが頻繁に閉塞するため、その原因を抽出し排除するためのノズルの検討,ノズル特性評価の方法及び手順を設定した。
松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*
JAEA-Research 2007-038, 32 Pages, 2007/03
JAEA-Research-2007-038.pdf:5.06MB
ナトリウムを冷却材とする高速炉プラントの廃止措置やウランなどの放射性核種を微量に含むナトリウムを使用した試験施設を解体する際に、放射性物質として取り扱うべき大量のナトリウムが発生すると考えられる。このようなナトリウムを放射性廃棄物として直接処分する技術・方法は、国内においてまだ確立していない。そのため、経済性や安全性等を考慮した処分技術の検討・評価を行うことを目的に基礎的な試験研究を実施した。これまでに海外で先行例のある、ナトリウム-水反応によりナトリウムを水酸化ナトリウムに転換する手法を対象に、ナトリウム転換基礎試験装置を用いて試験を実施した。本試験では、液体ナトリウムを水酸化ナトリウム溶液中に注入し水酸化ナトリウムに転換する際の、水酸化ナトリウム溶液の濃度・温度,アトマイジングガス流量の影響を把握した。注入ナトリウム温度200C,注入流速10kg/hを一定とし、アトマイジングガス流量60100NL/min,水酸化ナトリウム温度70100C,水酸化ナトリウム濃度4060wt%の範囲で、ナトリウム転換処理に与える影響を評価した。
中山 富佐雄*; 榎戸 裕二*; 吉田 英一; 松本 寿之; 長谷部 慎一
JNC TN9420 2005-001, 115 Pages, 2005/03
JNC-TN9420-2005-001.pdf:9.24MB
ナトリウム冷却型高速炉(FBR)プラントの廃止措置などにおいては、放射院ナトリウムが付着・残留する原子炉容器、中間熱交換器及びコールドトラップ等の大型機器類が発生することになる。また、原子炉から抜き取った数百トン以上の放射性ナトリウムについては、貯蔵あるいは処理・廃棄するために安定した物質に転換(不動態化処理)し、取り扱い時における危険性を排除する必要がある。このため、化学的に活性な大量放射性ナトリウム及び大型機器類残留ナトリウムを安全に、かつ経済的に洗浄・処理処分する技術開発が今後必須となる。本報告書は、先行して進められている海外の高速炉、原子力施設等で実施あるいは計画されている放射性ナトリウムの処理技術等に関して調査を行ったものである。調査は、一次及び二次冷却材にナトリウムを使用し、現在廃止措置を進めている海外高速炉を対象に、ナトリウム中に含まれる放射性核種、大量ナトリウムの転換技術や再利用技術、付着・残留ナトリウムの洗浄処理技術、及びこれらの処理廃液を含む処分技術などについて実施した。これらの調査結果は、今後の放射性ナトリウムの洗浄・処理処分技術開発を進める上で有効な知見として活用できるものと考えられる。
松本 英一*; 村松 壽晴
PNC TN9440 96-008, 39 Pages, 1996/03
定格負荷運転時の原子炉プレナム液面近傍では,炉容器壁から炉上部機構壁へ向かう液面流速が1m/sec程度となり,炉心上部機構壁近傍での下降流により冷却材中へのカバーガス巻き込みの発生が懸念される。このため,液面近傍の流速低減化方策の一つとしてリングプレート設備及び開放型炉心上部機構設備の有効性について検討した。検討には,自由液面モデルを組込んだAQUA‐VOFコードを開発し解析した。この結果,リングプレートを設置することにより,自由液面液位差及び液面勾配の最大値が50%以下に低減できることが明らかとなった。
松本 英一*; 村松 壽晴
PNC TN9440 96-004, 76 Pages, 1996/01
高速原型炉「もんじゅ」では,サーマルストライピングによる熱疲労から各種炉心構造物を保護するため,高温・高サイクル疲労強度に優れたALLOY718材を使用している。基本的には,最大温度ゆらぎ幅が30
を上回る全ての範囲に適用されている。本材料の単価はSUS304の約10倍であるため,この材料使用の削減は設計合理化に不可欠である。このため,「もんじゅ」炉心上部機構領域の内,同部材を使用している整流筒を削除した体系を対象とし,制御棒上部案内管の形状及び支持管板設置高さに関する解析を行い温度ゆらぎ分布特性を検討した。この結果,温度ゆらぎ振幅のピーク値及び温度差についても解決の見通しを得た。
松本 英一*; 村松 壽晴
PNC TN9440 95-005, 92 Pages, 1995/03
高速増殖炉(FBR)は、原型炉から実証炉へとその実用化を目指しR&Dが進められているが、その戦略は小型化および経済性の向上である。FBRの物量を削減しながら経済性を上げようとすれば、冷却材の流速を上げる必要が生じるが、この場合、機器内に自由表面を有する個所があると液面の揺動や気泡の巻き込みを生ずるおそれがある。ここで、液面の揺動は、ナトリウムの熱伝導率の高さからその位置における構造材の熱疲労の原因となると共に、気泡の巻き込みは反応度の増加の原因となる。このFBR機器内での自由表面挙動を解析的に評価できるようにするため、多次元コードAQUAにVOFモデルを組み込み、検証を行った。基本検証問題として、2次元矩形容器内液面揺動およびU時管容器内液面揺動を選定し、理想流体を用いた場合の理論解と比較を行い、振動の振幅、周期が比較的良好に模擬できることを確認した。さらに適用計算として、大型炉炉上部プレナム解析を実施し、原子炉容器壁近傍における自由表面の盛り上がりや、出口配管近傍における自由表面のくぼみを解析的に再現できることを確認した。
松本 英一*
PNC TJ9383 94-002, 186 Pages, 1994/03
高速増殖炉では、炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量、集合体流量)の違いから炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間で冷却材に温度差が生じ、それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が炉心出口近傍に発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒、制御棒上部案内管、炉心出口温度計装ウエル等)の表面近傍を通過すると、冷却材の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し、その材料は高サイクルの熱疲労を受ける。特に、冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では、大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から、熱疲労の発生が懸命されている(サーマルストライピング)。従来では、この熱疲労の程度を大型ナトリウムモックアップ実験を通して確認し、原子炉構造設計に反映させる手段が取られていた。しかし、この大型実験にかかる費用と実験時間の節約、さらには設計の最適化と裕度の適性化等を効率的に行うことを目的として、解析的手法の確立が強く求められている。本報は、実プラントにおけるサーマルストライピング現象の解析を単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いて実施したものである。この結果、AQUAコードによる温度ゆらぎ強度の値は、試験結果を大きめに評価することが明らかとなった。このような差異を発生させる要因として、1) 整流格子周辺に生じるクロスフローによる外乱効果 2) 入口境界条件であるハンドリングヘッド部での半径方向温度分布の妥当性が考えられ、今後早急に定量化作業を実施する予定である。
松本 英一*
PNC TJ9383 94-001, 86 Pages, 1994/03
高速原型炉「もんじゅ」では、原子炉下部プレナム内における冷却材の混合効果を実測データにより直接確認するため、総合機能試験項目の内、補助冷却設備起動模擬試験の一部として、この確認試験を実施(1992.9.20)した。当該試験の目的は、以下に示す3項目である。(1)燃料集合体入口冷却材温度の原子炉入口温度非対象状態に対する依存性確認。(2)下部プレナム内での熱過渡を緩和するためにとられた構造設計の妥当性確認。(3)当該効果の評価に係る多次元熱流動解析手法の妥当性確認。本報は、ポーニーモーター流量条件を対象とした下部プレナム内冷却材混合試験の事後解析を、単相多次元熱流動解析コードAQUAを用いて実施したものである。解析では、試験により得られた原子炉入口温度、流量を境界条件として用い、試験結果と比較検討を実施した。得られた結果は次の通りである。(1)Bループ入口温度のみを低下させた1ループ温度低下条件(Case-A)において、Bループから流出した低温冷却材は、配管設置角度を基準として約180度反対側へ輸送される。本傾向は、試験結果と比べ、良好に一致している。(2)A,Cループ入口温度を低下させた2ループ温度低下条件(Case-B)においては、Bループから流出した高温冷却材は炉心底部まで到着せず、流出直後に上昇に転ずる(ショートパスの形成)。したがって、ループ最大温度差に対する偏差率も(Case-A)と比較すると大きく、試験結果の傾向とほぼ一致した。
小峰 陲司; 吉田 英一; 和田 雄作; 松本 好市*; 川島 成一*; 石上 勝夫*
PNC TN9440 91-004, 60 Pages, 1991/02
従来疲労試験方法は,国内外において現状追認による規格化あるいは標準化が進められたため,ある程度の方法差を許容する結果,試験方法の違いによる疲労データの差が懸念されてきた。このような状況の中で近年国際的に疲労試験方法の詳細についても標準化しようとする動向があり,高速炉構造材料の疲労試験方法についても,その詳細な方法,条件を絞り,信頼性の高いデータを取得する必要が生じている。本報告書は,これらの疲労試験方法の標準化の動向を踏まえ,当室に設置されている大気中並びにナトリウム中疲労試験装置における今までに培われてきた試験技術をまとめ,材料開発室としての標準的な疲労試験方法を定めたものであり,また,本成果は国際的な標準化の動きに対し,十分貢献できるものと期待される。
日高 昭秀; 杉本 純; 松本 英一*; 早田 邦久
JAERI-M 89-213, 87 Pages, 1989/12
軽水炉のシビアアクシデントを早期に終息させるためには、破損した炉心を早期に冠水させ冷却することが重要である。しかしながら損傷した炉心を冷却水で冠水すると酸化されていないZrと新たに供給される水蒸気が反応し、水素が発生するとともに被覆管温度が上昇する可能性がある。そこで原研では、SCDAPコードを用いて、TMI-2事故において事故後100~174分の間に再冠水が行われた場合を想定し、再冠水による水素発生と炉心損傷への影響を評価することを目的とした感度解析を行った。感度解析の結果、以下の結果が得られた。1)再冠水直前の炉心が水蒸気枯渇状態にあり、炉心温度が1500K前後で再冠水速度が遅い場合には、再冠水中にZr-水反応が急速に進行し水素発生量が増大する可能性がある。2)シビアアクシデントの事故管理を行う場合には、水素発生量と再冠水開始時刻及び再冠水速度との関係を考慮する必要がある。
松本 寿之; 吉田 英一; 鈴木 重哲*; 安 智久*
no journal, ,
高速炉の廃止措置に伴い発生する大量の液体金属ナトリウムを安定な化合物に処理するため、ナトリウム転換基礎試験を実施した。連続反応試験を実施した結果、安定した運転の行うための手順及び運転手法が確認できた。
松本 孟紘*; 石橋 正祐紀; 吉田 英一*
no journal, ,
地下環境の利用においては、選択的な水みちとなる透水性構造としての断層の機能やその特徴を把握することは重要となる。これまでに、地表部露頭での調査研究により断層の形成履歴に着目した研究が行われている。しかし、地表露頭で得られるデータは、風化や地表水起源の酸化的な地下水変質も被るため、これらの影響を排除できる地下環境で得られるデータは重要と考えられる。そのため、本研究では瑞浪超深地層研究所の深度500mで採取されたボーリングコアを用いて、小規模な断層およびその周辺における地質学的特長や元素分布の把握を試みた。
舘 幸男; 赤木 洋介*; 根本 一昭; 松本 一浩; 石井 英一
no journal, ,
堆積岩割れ目中における核種移行モデルの確証に資するため、幌延深地層研究所から採取した単一割れ目試料を対象に、割れ目部の間隙や鉱物等の特性分析、重水,ヨウ素,セシウム等をトレーサーとしたバッチ収着試験、透過拡散試験、割れ目中通液試験等の室内試験を行い、割れ目中の収着・拡散等の核種移行特性を評価した。