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吉田 尚生; 田代 信介; 天野 祐希; 吉田 一雄; 山根 祐一; 阿部 仁
NEA/CSNI/R(2017)12/ADD1 (Internet), p.293 - 305, 2018/01
福島第一原子力発電所事故以降、日本では原子力施設の認可要件として重大事故に対する対応策が求められている。核燃料の再処理施設における重大事故の1つとして、高レベル濃縮廃液貯槽の蒸発乾固事故がある。この事故は、貯槽内の冷却機能が喪失した場合に、内在する放射性物質の崩壊熱により廃液温度が上昇し、事故対策に失敗した場合には廃液の蒸発乾固に至ることで、放射性物質の放出が引き起こされるというものである。蒸発乾固事故時には、ルテニウム(Ru)はガス状の化合物を形成することで、その他の元素よりも多い割合で貯槽外へ放出されると考えられている。本発表では、蒸発乾固事故時におけるガス状Ruの発生及び移行挙動について、原子力安全基盤機構,日本原燃,原子力機構の間で行われた共同研究で得られた成果を紹介する。
野尻 直喜; 山下 清信; 藤本 望; 中野 正明*; 山根 剛; 秋濃 藤義
JAERI-Tech 97-060, 34 Pages, 1997/11
本報は、高温ガス炉臨界実験装置(VHTRC)の臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の実験結果を汎用中性子・光子輸送計算モンテカルロコード(MVP)により評価し、MVPを高温ガス炉の核特性評価使用する場合の解析精度の評価を行ったものである。解析の結果、臨界時の実効増倍率、反応度調整材反応度、ボイド反応度の解析誤差は最大で、それぞれ0.8%
k,7%,25%以下であった。臨界時の実効増倍率を十分な精度で予測できることを明らかにした。よって、HTTRの炉心特性評価にMVPを適用することが可能であることがわかった。
山下 清信; 安藤 弘栄; 野尻 直喜; 藤本 望; 中田 哲夫*; 渡部 隆*; 山根 剛; 中野 正明*
Proc. of SARATOGA 1997, 2, p.1557 - 1566, 1997/00
将来型の高温ガス炉として、固有の安全性が高い環状炉心が提案されている。このため、高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近傍では、炉心外周から燃料体を装荷し環状炉心の炉物理特性を取得する計画である。そこで、環状炉心を介して初期炉心を構成するまでの実効増倍率k
の変化を求め、臨界近傍の方法を検討した。解析には、燃料棒、反応度調整材、制御棒挿入孔、模擬燃料体等の位置及び形状を正確にモデル化できるモンテカルロコード(MVP)を用いた。MVPの評価精度は、高温ガス炉臨界実験装置の実験データを用いて評価した。本検討より、炉心の中心から燃料を装荷する従来の方法に比べ、外周から燃料を装荷する本方法では、環状炉心達成後、炉心中心部に燃料装荷する時に反応度が急激に増加するため、反応測定に注意を払う必要があることが明らかとなった。
門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置にあたり、重水系機器・配管類の解体撤去において作業員の被ばく量を低減するためには、当該機器・配管類中の残留重水とそれに含まれるトリチウムを事前に回収・除去することが望ましい。このため、残留水を含む機器・配管類の模擬モデルを用いて、通気乾燥及び真空吸引による残留水の除去及び確認技術について検討した。
安藤 浩司; 門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の重水系機器・配管内に残留するトリチウムの除去技術として、機器・配管類の単独の模擬試験体を用いた乾燥除去試験において適用性が確認された通気及び真空乾燥除去法を用いて、トリチウムが残存する実機の機器・配管類から成る系統についてトリチウム除去を実施し、各乾燥除去法が、単独の機器のみならず系統のトリチウム除去にも適用性を有することを確認した。ただし、外部からの入熱が充分に行えない内部構造を有する機器等の真空乾燥除去においては、凍結によるトリチウム除去の作業効率の低下等の課題が抽出された。
門脇 春彦; 松尾 秀彦; 山根 直樹; 朝倉 大和*; 松嶌 聡
no journal, ,
新型転換炉原型炉施設「ふげん」の廃止措置にあたり、重水系機器・配管類の解体撤去作業における作業員のトリチウム内部被ばく防止のため、設備内部に残留するトリチウムを含む重水を除去する必要がある。実際のトリチウム除去では、機器・配管類が狭隘な箇所に設置されている等、大型の除湿装置が搬入できないためにトリチウムを含む重水の乾燥除去が困難な部分がある。このため、中空糸膜分離方式による低露点で小型可搬式の除湿装置を用いて、重水系機器を模擬した試験体による本装置の性能確認試験を実施し、乾燥効率に及ぼす諸条件の影響を調べた。また、本装置がトリチウムを含む重水の乾燥除去に適用可能であることを実機設備において確認した。
吉田 尚生; 田代 信介; 天野 祐希; 吉田 一雄; 山根 祐一; 阿部 仁
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を踏まえ、核燃料サイクル施設に対しても重大事故が定義され、対応策の有効性評価が求められている。再処理施設における重大事故の1つとして、高レベル濃縮廃液貯槽の蒸発乾固事故が定義されている。この事故は、貯槽内の冷却機能が喪失した場合に、内在する放射性物質の崩壊熱により廃液温度が上昇し、事故対策に失敗した場合には廃液の蒸発および乾固に至ることで、放射性物質の放出が引き起こされるというものである。この事故事象中で、ルテニウム(Ru)は四酸化ルテニウム(RuO
)等の揮発性化合物を形成することで、他の元素よりも多い割合で貯槽外へ放出されると想定されている。本発表では、主に気体状Ruの放出と移行挙動に関して、原子力機構で実施してきた研究を紹介する。
