Effects of spacer on entrainment and deposition behavior of droplets in simplified subchannel of light water cooled fast reactor RBWR

吉田 啓之; 堀口 直樹; 古市 肇*; 上遠野 健一*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of the BT. The occurrence conditions of the BT can be changed by devising the spacer shapes because it will affect to entrainment and deposition behaviors of droplets. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more challenging than in the current BWR. Then, the effect of the spacer on the BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer only by large-scale tests but also by local effect on droplet entrainment and deposition. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of the spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of the BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of the spacer on annular dispersed flow in the RBWR subchannels. We performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of the RBWR. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In addition, we performed data analysis of numerical data and identified the occurrence and disappearance points of each droplet. We evaluate entrainment and deposition rate distribution in and around the spacer based on these data.

VR技術を応用した福島第一原子力発電所の廃止措置への挑戦

堀口 賢一

技術士, 30(4), p.8 - 11, 2018/04

AA2017-0669.pdf:1.0MB

福島第一原子力発電所の廃止措置では、事前検証や操作訓練が他の原子力発電所の廃止措置に比べ、重要である。日本原子力研究開発機構楢葉遠隔技術開発センターでは、実測データを基に事故後の建屋内部状況を模擬したVRシステムや各種実規模大のモックアップ設備を応用して廃止措置に適用するための技術開発が行われている。これらを活用することにより確実かつ効率的な現地での作業への貢献が期待できる。本報では、これまでの原子力発電所での廃止措置におけるVRシステムの活用例を紹介し、VRシステムを活用することで廃止措置を進めるうえでどのような利点が得られたかをまとめる。また、福島第一原子力発電所の廃止措置に貢献することが期待されている楢葉遠隔技術開発センターのVRシステムについて、2017年1月に日本技術士会原子力・放射線部会での視察を踏まえ、その概要について報告する。

Cement based encapsulation trials for low-level radioactive effluent containing nitrate salts

菅谷 篤志; 堀口 賢一; 田中 憲治; 小林 健太郎

Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1107, p.173 - 179, 2008/00

核燃料再処理施設では、大量に発生する硝酸塩を主成分とした低放射性廃液を安全かつ経済的に処理処分する必要がある。東海再処理施設では、低放射性廃液をセメントで廃棄体化するための技術開発を行った。低放射性廃液は処分費用低減の観点からセメント固化前に核種分離を行い放射能濃度の高い廃液の量を低減する。今回の固化試験は、核種分離で発生する放射能濃度が低く硝酸塩を主成分とした廃液(以下硝酸塩廃液)及び放射能濃度が高く数種類の塩を含む廃液(以下、スラリ廃液)を模擬し、特殊なスラグセメントを用いて、ビーカースケール及び200リットル容器の実規模で行った。その結果、硝酸塩廃液では、所定の濃度まで蒸発濃縮した塩を50wt%充填して作製した固化体が、廃棄体要求条件を満足することを確認した。スラリ廃液では、含有する炭酸塩濃度が高くなると、強度が低下するなどの問題が見られたが、含有する炭酸塩濃度を約10g/L以下に減量することで、塩充填率50wt%の固化体が要求条件を満足することを確認した。

鉄リン酸マトリックスによる低放射性廃液の処理プロセスに関する研究

岩田 将幸*; 岡留 善裕*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

no journal, , 

再処理施設から発生する低放射性廃液は、高濃度の硝酸ナトリウムを含有している。硝酸ナトリウムは、廃棄体埋設時の環境規制物質となる硝酸性窒素に該当するため、硝酸根を分解する技術開発が進められている。本研究では、廃棄物を高充填できる特徴を持つ、鉄リン酸ガラス固化法が、硝酸ナトリウムを含む低放射性廃液固化へ適用できるか確認するため、鉄リン酸ガラスの作製条件及び硝酸ナトリウムの最大充填量などの基礎的な検討を行ったので報告する。

鉄リン酸ガラスによる低放射性廃液固化に関する基礎研究

岩田 将幸*; 齋藤 照仁*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

no journal, , 

再処理施設から発生する硝酸ナトリウムを含む廃液の固化方法として、鉄リン酸ガラス固化に関する基礎試験を実施した。本会では、鉄リン酸ガラスの最適組成,ナトリウム最大充填率などの固化体の基本特性について報告する。鉄リン酸ガラスの最適組成確認として、Fe:Pを変化させて溶融試験に資した。その結果、Fe:P=1.0:1.5の試料でXRD回折ピークからアモルファス化していることが確認された。この結果から、Fe:P=1.0:1.5の付近が最適な組成であることが示唆された。この組成を用いて硝酸ナトリウム添加試験を実施した。硝酸ナトリウム添加量は、Fe:Pに対しNaモル比Fe:P:Na=1.0:1.5:xとした。Fe:P:Na=1.0:1.5:1.0の試料はXRD回折ピークからアモルファス化していることが確認された。Naは、マトリックス骨格の一部となっている、もしくは骨格の隙間に進入していると考えられる。当該試料をEDXによる元素マッピングを行ったところ、Fe, P, Naに同様の分布傾向があり、局所的な結晶の析出は確認されなかった。

鉄リン酸ガラスを用いたNa高含有低レベル放射性廃液の固定化に関する研究

岩田 将幸*; 齋藤 照仁*; 新井 剛*; 永山 勝久*; 鈴木 達也*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

no journal, , 

再処理施設から発生する低放射性廃液には、高濃度の硝酸ナトリウムを含む廃液がある。硝酸ナトリウムは、環境規制物質である硝酸性窒素に該当するため、硝酸イオンを分解する技術開発が実施されている。本件では、硝酸根を熱分解でき、かつ廃液を固化できる方法として鉄リン酸ガラス固化法に着目し、鉄リン酸ガラス固化体の作製条件及び浸出挙動等の基礎的な研究を行った。実験方法として、まず固化条件の検討を行うために、酸化鉄,リン酸二水素アンモニウム,硝酸ナトリウムを各比率で混合し、さらにマッフル炉で溶融することにより固体サンプルを得た。得られた試料を直方体形状に成形し浸漬試験に供した。浸漬液は蒸留水、雰囲気温度は常温、浸漬日数は28日間で行った。固化試験結果から、ナトリウムの最大充填率はモル比でFe:P:Na=1.0:1.5:1.0であることが確認された。また浸漬試験の結果から、骨格を形成する鉄,リンさらに廃棄物であるナトリウムの浸出は遅く、固化体内部からの各元素の拡散は、極めて遅いことが示唆された。

ジオポリマー固化法による低レベル放射性廃液固化に関する基礎研究

門田 浩史*; 新 大軌*; 坂井 悦郎*; 堀口 賢一

no journal, , 

再処理施設から発生する低レベル放射性廃液は、環境規制物質に該当する硝酸性窒素である硝酸ナトリウム(Na)を含む。環境負荷低減の観点から、廃液中に含まれる硝酸Naを炭酸Naに転換する技術開発を実施しており、本件は、炭酸Naを主成分とする低放射性廃液の固化技術開発の一環として実施した。ジオポリマー固化法は、メタカオリン(AlO・2SiO)等をアルカリ性溶液と混合し重合させる方法であるが、アルカリ性溶液に炭酸Naを使用したデータは少ない。本試験では、アルカリ刺激剤として炭酸Naを使用しジオポリマー固化体が作製できるか検討した。固化体は、メタカオリンと同様の組成を持つスラグ微粉末(BFS)とフライアッシュ(FA)を混合した粉体に炭酸Na水溶液を添加し混合し、作製した。水粉体比は質量比0.5とし、粉体中のFAの割合をパラメータとし試験した。FA0%及びFA25%では、固化体が作製できたが、これ以上FA割合を上げると、固化体が作製できない。発熱曲線を作成したところ、FAを添加していない試料では、練り混ぜ後100時間後に発熱ピークが確認できたが、FAを添加することで、このピークは小さくなった。固化体の作製には、この発熱ピークを持つ反応が重要であることが示唆された。

海水を含む放射性廃液のホウ酸ガラスによる固型化の基礎研究

松島 怜達*; 新井 剛*; 齋藤 照仁*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

no journal, , 

現在、福島第一原子力発電所では、海水由来の塩化ナトリウム及び再臨界防止のために添加されたホウ酸を含む放射性廃液が大量に滞留している。この廃液を廃棄体化処理し埋設処分する場合、廃棄体からナトリウムやホウ酸が溶出し処分環境への影響が懸念される。そのため、これら化学物質を固定化できる固化マトリックスの開発が求められる。本研究では、浸出特性に優れるアモルファス構造を有し、かつ廃液に含まれるホウ酸を固型化材に活用できるホウ酸ガラス固化法に着目した。今回は、ホウ酸ガラスの浸出特性を改善する目的で金属元素を添加した試料を製作し、浸漬試験を実施した。金属元素として亜鉛(Zn)を添加することで、ナトリウムの保持特性が改善することを確認した。さらに、廃液中に含まれると考えられる夾雑物元素(10元素)を添加したところ、全容出期間を30倍以上に延伸できることを確認したが、本試験で評価した最長のNa全容出期間は約30年間であることを考慮すると、現段階では、ホウ酸ガラスを当該廃液の固型化技術に適用させるのは困難であると言える。

次世代再処理ガラス固化技術基盤研究,17; 低放射性廃棄物に対する鉄リン酸ガラスの適用性に関する基礎研究

石井 健治*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 堀口 賢一

no journal, , 

再処理施設から発生する低レベル放射性廃液の固化処理方法として、廃液成分中のリンを固化体骨格に利用可能な鉄リン酸ガラスに着目し、鉄とリンのマトリックスがアモルファスとなる領域の確認、Na充填量の確認及び廃液中の種々の夾雑元素が与える影響の調査を行った。

リン酸マグネシウムセメントによる低放射性廃液固化の最適化に関する研究

山中 大樹*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 伊藤 義之; 堀口 賢一

no journal, , 

リン酸塩を含有する低放射性廃液の固化処理へリン酸マグネシウムセメントを適用することを検討している。本研究では、リン酸マグネシウムセメントを用いた固化体の作製条件の検討を行い、KHPOを添加することで反応速度の抑制が見込まれること、120分間混練することにより均一な固化体が作製可能であることが示された。