Liquid decontamination using acidic electrolyzed water for various uranium-contaminated steel surfaces in dismantled centrifuge

酒瀬川 英雄; 野村 光生; 澤山 兼吾; 中山 卓也; 矢板 由美*; 米川 仁*; 小林 登*; 有馬 立身*; 檜山 敏明*; 村田 栄一*

Progress in Nuclear Energy, 153, p.104396_1 - 104396_9, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2022.104396

ウラン濃縮施設の使用済み遠心分離機を解体する際、解体部品のウラン汚染面のみを選択的に除去できる除染技術を開発することは重要である。これは適切な除染を通じて、解体部品を非放射性廃棄物として処分、もしくは、再利用するためである。これまでの研究により、ウラン汚染面を除去できる酸性電解水を利用した湿式除染技術を開発した。ただし、実用化のためにはさらなる技術の最適化は必要である。解体部品は、様々な運転履歴、七フッ化ヨウ素ガスを使用した不均一な系統除染の状況、そして、解体後の長期保管条件の変化により、ウラン汚染状態が異なるためである。本研究は遠心分離機の低炭素鋼製ケーシングからウラン汚染状態の異なる試料を採取して酸性電解水を利用した湿式除染を実施した。その結果、ウラン汚染面のみを効果的に除去することができ、最大20分間で放射能の目標値を下回った。実際の除染時間は解体部品の大きさや形状にも依存することになるが、この方法が遠心分離機のウラン汚染部品に対する除染技術として利用できることを明らかとした。

JENDL photonuclear data file

岸田 則生*; 村田 徹*; 浅見 哲夫*; 小迫 和明*; 真木 紘一*; 原田 秀郎*; Lee, Y.*; Chang, J.*; 千葉 敏; 深堀 智生

AIP Conference Proceedings 769, p.199 - 202, 2005/05

https://doi.org/10.1063/1.1944989

光核反応に対する核データは、高エネルギー電子加速器の遮蔽設計及び高エネルギー線治療の分野に必要である。JENDL光核反応データファイルは、シグマ委員会の光核反応データ評価ワーキンググループによって整備された。われわれは多くの文献サーベイから、評価に必要な十分な実験データが圧倒的に不足しているので、光核反応データファイルを実験データのみから作成するのは困難であるという結論を得た。したがって、評価は統計模型核反応モデルの助けを借りて実施した。JENDL光核反応データファイルに格納される断面積データ等の物理量は、光吸収断面積,中性子,陽子,重陽子,三重陽子,He粒子,粒子の収量及び二重微分断面積,同位体生成断面積である。アクチノイド核種に対しては、これに光核分裂断面積を加える。格納されるHからNpまでの68核種に対する最大光子入射エネルギーは140MeVである。

大口径垂直管内二相流実験装置による定圧式圧縮空気エネルギ貯蔵(CAES)システムの模擬実験: 実験装置及び実験方法

大津 巌; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 久木田 豊

JAERI-Research 96-038, 55 Pages, 1996/07

JAERI-Research-96-038.pdf:1.63MB

定圧式CAESシステムは、余剰電力を蓄えるエネルギー貯蔵法として実現を期待されている。このシステムでは、ガス圧を調整する圧力隔壁である通水抗で水に溶けたガスが発泡し、圧力隔壁としての効果が低下するため、これを定量的に予測する必要がある。原研、東大、電力中央研究所及び(株)清水建設の4者は、この水-溶存ガス二相流に関する共同研究を行った。本報告では、CAESシステムの構成、同システムで特徴的な流動現象及び模擬実験装置の概略を紹介すると共に、発泡速度等直接計測が困難な物理量の推定方法を考察した。均質流及び二流体モデルの基礎方程式に基づく推定方法を検討した結果、1)時間的に定常な流動状態での実験、2)断面平均ボイド率の計測、3)気相流速の直接計測、4)溶存ガス濃度の複数点での計測が今後の課題となることがわかった。

Compressed air energy storage system two-phase flow experiment

熊丸 博滋; 大津 巌; 村田 秀男; 久木田 豊; 秋山 守*; 大橋 弘忠*; 後藤 正治*; 田中 伸和*; 大川 富雄*; 小野 勇司*; et al.

Proc. of ASMEJSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.669 - 674, 1996/00

シャフト高さ約1000m、内径約3m、水-空気系のCAESシステムを模擬した、シャフト高さ約25m、内径0.2m、水-炭酸ガス系の実験装置を製作した。本装置を用いて合計15実験を実施した。高炭酸ガス濃度(~0.4MPa)、中水注入流速(~0.5m/s)の実験においては、下部リザーバへのガス貯気中(すなわちシャフトへの水注入中)のシャフト内ボイド率が全実験中最大となった。この実験はCAESシステムにおける最も厳しい状況に対応していると考えられるが、ブローアウトは発生しなかった。また、高濃度(~0.4MPa)、極高注入流速(~2.5m/s)の実験では、ガス貯気停止後、シャフト内に残存した過飽和炭酸ガス溶存水より急激に発泡が生じ、ブローアウトが発生した。しかし、実験装置での~2.5m/sは、CAESシステムでの~100m/sに相当し、非現実的流速である。

Void-fraction distribution under high-pressure boil-off conditions in rod bundle geometry

熊丸 博滋; 近藤 昌也; 村田 秀男; 久木田 豊

Nucl. Eng. Des., 150, p.95 - 105, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0029-5493(94)90054-X

PWR炉心ロッドバンドル模擬形状内のボイド率を、圧力=3~12MPa、質量流束=5~100kg/msのボイルオフ条件下で測定した。実験結果より、本研究で比較した相関式及びモデルの中では、Chexal-Lelloucheのモデルが最も良く(面積平均)ボイド率を予測することが明らかとなった。差圧測定値より得られた面積平均ボイド率は、ガンマ線密度計より得られた弦平均ボイド率より系統的に小さい値を示した。光学式ボイド計を用いて、非加熱水-蒸気二相流について同じバンドル内で局所ボイド率を測定した。面積平均ボイド率と弦平均ボイド率の差は、測定されたバンドル内(断面内)局所ボイド率分布により定量的に説明することができた。

高温高圧ボイルオフ条件下における炉心ボイド率分布; 小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いた実験的研究

近藤 昌也; 熊丸 博滋; 村田 秀男; 安濃田 良成; 久木田 豊

JAERI-M 93-200, 56 Pages, 1993/10

JAERI-M-93-200.pdf:1.85MB

原子炉事故時の炉心冷却性能を予測するには、ボイルオフ条件下における炉心ボイド率の予測が重要である。本研究では小型定常二相流試験装置(TPTF)を用いて高温高圧条件下でボイルオフ実験を実施し、その実験結果を用いて既存のボイド率相関式及びモデルの適用性を評価した。実験はPWR1717型燃料集合体及びさらに稠密な炉心形状を模擬した試験部を使用した。その結果、1)Chexal-Lelloucheのモデルが最も良い予測を与えるが、高圧下では過小評価する傾向を示した,2)稠密型燃料集合体に対する予測性能はPWR型の燃料集合体に対する予測性能に比べて大きな相違は見られなかった。,3)ガンマ線型密度計と差圧計によるボイド率を比較したところ、ガンマ線型密度計によるボイド率が差圧計によるボイド率に比べて大きいという実験結果が得られたが、これは径方向ボイド率分布が平坦でないことに起因することが明らかになった。

Atmospheric-pressure small-scale thermal-hydraulic experiment of a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 玉置 昌義*; 今井 聡*; 纐纈 英年*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1152 - 1161, 1992/12

https://doi.org/10.3327/jnst.29.1152

PIUS型炉は、一次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所の密度ロックにおいて、一次系とボロン水が接している。通常運転時には、一次系とボロン水の水頭差と炉心流動圧損が釣り合っているが、事故時には、このバランスが崩れ、ボロン水が一次系に流入し、炉が停止する。この炉停止機構は、静的安全性という点では優れているものの、安定性に問題がある。筆者らは、これまで、下部密度ロック内の密度境界を安定化させる方法として、下部密度ロック上下差圧を基に、主循環ポンプの回転数を自動制御することを提案してきた。本報は、さらに実用的な方法として、下部密度ロツクの中央温度を基準とした主循環ポンプの回転数制御を提唱し、その有効性を実験によって確認した。

ハニカム構造体を含む水平流体層の熱伝達特性

村田 秀男; 刑部 真弘*

日本機械学会論文集,B, 58(550), p.1912 - 1917, 1992/06

https://doi.org/10.1299/kikaib.58.1912

水平流体層における熱や物質の移動に内部構造物がどのように影響するかは、原子炉、水力発電所のダム湖等の工学的機器設計上はもとより、海洋や大気の対流が密接に関連した環境問題においても重要な課題である。基礎的アプローチとして、上下面でそれぞれ冷却加熱される水平流体層中に開口面積率の異るハニカムを挿入し、その伝熱特性を調べた。伝熱流体は水で、Ra数は10~10の範囲である。が0.0904以上では、ハニカムによる乱流渦の抑制は観察されたが、熱伝達率の低下は認められなかった。これは、全体の熱輸送が温度境界層からのプルーム発生により支配されるためであって、流体層中央部の熱輸送能力には余裕のあることがわかる。実験結果は境界層更新モデルとほぼ一致した。が0.0101以下では熱伝達率の低下が生じたが、この場合も熱伝達は上下伝熱面間距離には依存しないことがわかった。

ROSA-III tests on BWR pump suction-line 200% break LOCAs with partial and total ECCS failure; RUN 924(LPCS and one LPCI pump failure), RUN 902(Two LPCI pump failure) and RUN 905(Total ECCS failure)

熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 安濃田 良成; 中村 秀夫; 与能本 泰介; 村田 秀男

JAERI-M 91-167, 293 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-167.pdf:7.69MB

本報は、BWRの体積比1/424のスケール模型であるROSA-III装置において実施した3つの再循環ポンプ吸込ライン200%両端破断実験RUN902,905及び924の実験データを示している。これらの3実験は、既報の2実験(RUN926及び901)とともに、この破断形状における炉心冷却性能に関するECCS故障モードの効果を調べる一連の5実験の一部をなしている。これらの5実験の結果も本報では、比較されている。RUN902,924及び926は、ECCS用DG(ディーゼル発電機)の3つの異なる単一故障モードを模擬したものであり、RUN905は全てのECCSの故障、RUN901は全てのECCSの作動を模擬したものである。単一故障を仮定した3実験(RUN902,924及び926)においては、測定した最高の燃料棒表面温度(PCT)は、現行の許認可基準の1473Kよりかなり低い値であった。また、HPCS(高圧炉心スプー)故障の場合が最も厳しい炉心温度上昇となった。

PIUS型炉における主循環ポンプのフィードバック制御

藤井 幹也*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 与能本 泰介; 田坂 完二*; 久木田 豊

JAERI-M 91-076, 34 Pages, 1991/05

JAERI-M-91-076.pdf:1.02MB

PIUS型炉においては1次系とポイズン系の界面に存在する密度境界層を安定に維持することが重要である。筆者らは、下部ハニカム内密度境界層の位置制御に対してハニカム全長間差圧が有効な指標になるものと考え、ハニカム差圧による循環ポンプ回転数フィードバック制御システムを開発し、その有効性を調査してきた。今回、比例ポンプ回転数制御によりループ差圧に生じる定常偏差を改善するため制御ロジックに微分項を付加し、定常並びに温度過渡条件でのシステム挙動を調べた。この結果、微分項の採用は制御性を著しく向上させ、スタートアップ、出力変更操作が容易に実施できることが確認できた。また1次系クーラー2次側への給水喪失模擬実験ではポンプ回転数に上限を与えることにより、炉の受動的停止機能を確保できることが確認できた。