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山下 健仁; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔
JAEA-Technology 2023-023, 97 Pages, 2024/03
JAEA-Technology-2023-023.pdf:8.21MB
プルトニウム廃棄物処理開発施設第2難燃物焼却室に設置されている第2難燃物焼却工程設備は、混合酸化物燃料製造等に伴い発生する放射性固体廃棄物のうち塩化ビニル(主にビニルバッグ)、RI用ゴム手袋等の難燃性廃棄物の減容処理技術開発を目的に2002年から焼却処理実証運転を行ってきた。しかし、難燃性廃棄物を処理する際に発生する塩化水素等による設備内部の腐食が進むとともに、焼却炉内壁の耐火物に亀裂の発生、進展が確認されたため、2018年から2022年に運転停止期間を設け、焼却炉等の更新を行った。本設備は廃棄物供給工程、焼却工程、廃ガス処理工程、灰取出工程により構成されており、このうち2020年3月から2021年3月にかけて廃ガス処理工程のスプレー塔の更新を、2021年1月から2022年2月にかけて焼却工程の焼却炉の更新を実施した。また、更新機器の腐食・劣化状況調査のため既設機器の撤去・解体作業中に焼却炉、スプレー塔から試料採取を行い、走査型電子顕微鏡/X線マイクロアナライザーによる観察とX線回折による分析を行った。本報告書ではスプレー塔・焼却炉の撤去・解体に係るグリーンハウスの設営方法、更新手順、更新対象機器の腐食・劣化状況の分析結果について報告する。
田代 信介; 大野 卓也; 天野 祐希; 吉田 涼一朗; 渡邉 浩二*; 阿部 仁
Nuclear Technology, 208(10), p.1553 - 1561, 2022/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)グローブボックス(GB)火災における放射性物質の閉じ込め安全性の評価に寄与するために、代表的なGBパネル材料であるポリメチルメタクリエート(PMMA)およびポリカーボネート(PC)の燃焼試験を比較的大型の試験装置を用いて行った。閉じ込め安全性を評価するための重要なデータとして、燃焼物質から発生した煤煙の放出割合と粒径分布を得た。さらに、煤煙負荷による高性能エア(HEPA)フィルタの差圧(
P)の上昇も検討した。その結果、PCからの煤煙の放出割合はPMMAの場合よりも約7倍大きかった。さらに煤煙粒子の体積負荷の効果を考慮することにより、煤煙負荷体積量が低い領域における差圧の上昇挙動は、燃焼物質の種類によらず統一的に表現できる可能性を見出した。
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2022-14235 (Internet), 29 Pages, 2022/10
本報告書は、米国サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2022年共同研究成果の報告書である。MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目、プール燃焼モデルの改良についての説明が述べられている。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAにより過去に実施されたF7-1およびF7-2ナトリウムプール燃焼実験に対してベンチマーク解析を実施し、解析結果の考察とともに更なるモデル改良の検討を行った。最後に、これまでの成果を踏まえた2023年度のMELCOR解析の方向性が述べられている。
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
Proceedings of International Topical Meetings on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2022) (Internet), p.316 - 329, 2022/06
This paper describes progress of an international collaborative research in SFR sodium fire modeling between the United States and Japan under the framework of the Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group (CNWG). In this collaboration between Sandia National Laboratories (SNL) and Japan Atomic Energy Agency (JAEA), the validation basis for and modeling capabilities of sodium pool fires in MELCOR of SNL and SPHINCS of JAEA are being assessed. Additional model improvements for the sodium pool fire in MELCOR are discussed. The MELCOR results for the sodium pool fire model enhancement in MELCOR agreed well with the JAEA's F7 pool fire experiments and compared closely with SPHINCS.
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2021-15469 (Internet), 45 Pages, 2021/12
本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2021年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされている。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1およびF7-2ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた2021年度のMELCOR解析の方向性について述べる。
Louie, D. L. Y.*; 青柳 光裕
SAND2021-0136 (Internet), 53 Pages, 2021/01
本報告書は、サンディア国立研究所と原子力機構のナトリウム燃焼分野に係る2020年共同研究成果について述べている。はじめに、MELCORコードに導入されているナトリウムプール燃焼モデルと関連する解析の入力項目について述べる。本成果では、プール燃焼モデルの改良がなされ、コントロールファンクション機能によって解析に組み込んでいる。改良モデルを含むプール燃焼モデルを評価するために、JAEAのF7-1ナトリウムプール燃焼解析を実施する。解析結果の考察とともに、更なるモデル改良について検討する。最後にこれまでの成果を踏まえた次年度のMELCOR解析の方向性について述べる。
長尾 郁弥; 新里 忠史; 佐々木 祥人; 伊藤 聡美; 渡辺 貴善; 土肥 輝美; 中西 貴宏; 佐久間 一幸; 萩原 大樹; 舟木 泰智; et al.
JAEA-Research 2020-007, 249 Pages, 2020/10
JAEA-Research-2020-007.pdf:15.83MB
2011年3月11日に発生した太平洋三陸沖を震源とするマグニチュード9.0の東北地方太平洋沖地震とそれに伴って発生した津波により、東京電力(現東京電力ホールディングス)福島第一原子力発電所の事故が発生し、その結果、環境中へ大量の放射性物質が放出された。この事故により放出された放射性核種は、その大部分が森林に沈着している。これに対し、面積が広大であり大量の除去土壌などが生じる、多面的な森林の機能が損なわれる可能性があるなどの問題があり、生活圏近傍を除き、汚染された森林の具体的な除染計画はない。そのため、未除染の森林から放射性セシウムが流出し、既に除染された生活圏に流入することで空間線量率が上がってしまうのではないか(外部被ばくに関する懸念)、森林から河川に流出した放射性セシウムが農林水産物に取り込まれることで被ばくするのではないか、規制基準値を超えて出荷できないのではないか(内部被ばくに関する懸念)などの懸念があり、避難住民の帰還や産業再開の妨げとなる可能性があった。日本原子力研究開発機構では、環境中に放出された放射性物質、特に放射性セシウムの移動挙動に関する「長期環境動態研究」を2012年11月より実施している。この目的は、自治体の施策立案を科学的側面から補助する、住民の環境安全に関する不安を低減し、帰還や産業再開を促進するといった点にある。本報告書は、原子力機構が福島県で実施した環境動態研究におけるこれまでの研究成果について取りまとめたものである。
Louie, D. L. Y.*; 内堀 昭寛
SAND2019-15043 (Internet), 35 Pages, 2019/12
本報告書は、日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ(CNWG: Civil Nuclear Energy Research and Development Working Group)協力における2019年度のナトリウム燃焼に関する研究の進捗をまとめたものである。本研究では、ナトリウムプール燃焼試験F7-1の数値解析により、軽水炉の事故進展解析コードMELCORへ組み込まれたナトリウムプール燃焼モデルの妥当性検討を実施した。本解析では、プールや雰囲気温度が計測値と同レベルまで上昇することを確認したが、解析後半では不自然な挙動も現れた。これに基づき、次年度の解析に向けた解析手法の改善策をまとめた。
大野 卓也; 渡邊 浩二; 田代 信介; 天野 祐希; 阿部 仁
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/07
福島第一原子力発電所事故以降、重大事故に対する対応策が日本における原子力施設の認可要件として求められている。セル内溶媒火災は重大事故の一つとして定義された。溶媒が燃焼すると煤を含むエアロゾルが発生する。これらは、換気系HEPAフィルタを目詰まらせ、差圧の上昇によって破損を生じさせる可能性がある。さらに、火災は、HEPAフィルタを通過する揮発性を有するガス状の放射性物質を放出させる可能性もある。これらの現象は、施設が有する閉じ込め機能の健全性及び公衆の被ばくを評価する上で重要である。我々は、溶媒火災に伴う目詰まり挙動とエアロゾルの放出挙動及び揮発性物質の放出挙動に着目して検討を行ってきた。本報告では、最近の研究における試験データと評価結果を報告する。
岡野 靖; 山野 秀将
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00517_1 - 16-00517_10, 2017/06
本論文は、ロジックツリーにおける頻度/確率変数の変動に対する森林火災ハザード曲線の感度評価を行ったものである。森林火災の発火時刻に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の強度をそれぞれ4%と14%増加させる効果があった。発火が生じる地点の発生確率分布に対する感度としては、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を+70%
-40%変化させる効果があった。森林火災に対する広域消防の効果を無視した場合、反応強度と火線強度のハザード曲線の頻度を40-80倍増加させる効果があった。本研究により、森林火災のハザード曲線に対して最も感度の高い要因は、発電所に森林火災が到達する前までに広域消防により消火される効果が期待できるかであることが示された。
高田 孝; 大野 修司; 田嶋 雄次*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 4(3), p.16-00577_1 - 16-00577_11, 2017/06
ナトリウム冷却高速炉において、冷却材であるナトリウムの漏えいに伴う火災の評価は安全上重要な課題である。本論文では、複数部屋におけるプール燃焼において部屋間の熱・物質輸送に着目し、原子力機構にて行った実験のベンチマーク解析をSPHINCSコードを用い実施した。実験結果ならびに数値解析結果より複数部屋間における伝熱流動特性を明らかにすると共に、浮力起因の対流通気が支配的となることを明らかにした。
岡野 靖; 山野 秀将
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/11
森林火災に関するPRA手法開発の一環として、高速炉への熱影響に関する事象シーケンス評価を行った。潜在的な脆弱性に関連する事象シナリオを開発し、その際、森林火災により外部電源が喪失していること等を保守的に仮定した。イベントツリーの開発においては、外部電源喪失を起因事象とし、ヘディングとしては、外部燃料タンク、非常用ディーゼル発電機、補助冷却系、崩壊熱除去のための空気冷却器に関するものを設定した。故障確率は、森林火災の熱強度に応じた破損曲線や、保守的な仮定に基づく値を用いた。外部電源喪失の条件のもと、炉心損傷頻度はおおよそ10
/年となった。重要なヘディングは、外部燃料タンクの健全性に関するものであった。
岡野 靖; 山野 秀将
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(8), p.1224 - 1234, 2016/08
被引用回数：4 パーセンタイル：36.53(Nuclear Science & Technology)森林火災に対するハザード曲線の評価手法を構築した。手法は、ロジックツリーの構築、火災強度の応答曲面の導出、モンテカルロシミュレーション、年超過確率の導出のステップからなる。ロジックツリーは、森林火災発生・延焼条件、天気条件、植生・地形条件から構成される。高速炉立地近傍での植生条件・天候条件を与え、燃焼強度と火線強度のハザード曲線を導出した。
天野 祐希; 渡邊 浩二; 真崎 智郎; 田代 信介; 阿部 仁
JAEA-Technology 2016-012, 21 Pages, 2016/06
JAEA-Technology-2016-012.pdf:1.81MB
再処理施設における有機溶媒の火災事故時の安全性評価に資するため、共除染工程に存在する放射性元素のなかで比較的揮発性が高い化学形をとる可能性があるRuの溶媒抽出挙動を調査した。Ruについて溶媒中のTBPやTBP劣化物の濃度等の有機溶媒の組成や抽出温度をパラメータとした抽出試験を行い、火災事故時の抽出特性データを取得した。また、火災事故時の各元素の放出特性を把握するため、Ru及び核分裂生成物の代替物質としてEuを抽出した溶媒の燃焼試験を行い、溶媒の燃焼に伴うRu及びEuの放出割合を取得した。
大野 修司; 高田 孝; 田嶋 雄次*
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 7 Pages, 2016/06
ナトリウム冷却高速炉プラントで想定されるナトリウム漏えい燃焼状況のうち一つの重要なセル間通気影響の観点に着目して、2セル体系におけるナトリウムプール燃焼と熱移行に関する研究を行った。開口を介して水平方向に配置された2セル体系でのナトリウム燃焼と付随する熱流動挙動について、実験計測値と多セル解析コードSPHINCSによる数値解析の両面から分析・調査した結果をまとめる。
下村 祐介; 羽成 章*; 佐藤 勇*; 北村 了一
JAEA-Technology 2015-062, 47 Pages, 2016/03
JAEA-Technology-2015-062.pdf:1.85MB
廃棄物管理施設を規制するための新しい基準(新規制基準; 平成25年12月18日施行)を受けて、日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターの廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を行った。はじめに森林火災の延焼シナリオを想定し、現地調査、森林火災評価モデル等から、森林火災の強度を評価した。森林火災の強度の評価に用いたモデルは、Rothermelの拡大方程式及びCanadian Forest Fire Behavior Prediction (FBP) Systemである。輻射熱による施設への影響評価を行い、想定した森林火災に対する施設外壁の温度変化を試算した。施設外壁温度は最大160
C程度と評価され、一般にコンクリートの強度に影響がないとされている許容温度(200C)には達しない事を明らかにした。さらに、防火帯突破確率を試算し、約20%程度であった。本報告書は、廃棄物管理施設における森林火災の及ぼす影響評価を通して、新規制基準における森林火災に対する評価の一例を示すものである。
岡野 靖; 山野 秀将
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05
森林火災の延焼及び煤煙移行の数値シミュレーションを行い、天候条件に対する感度、及び、ナトリウム冷却高速炉の空気冷却器エアフィルターにおける煤煙積算量を評価した。森林火災延焼シミュレーションはFAR SITEを用い、時間進展に伴う火災エリアの拡大と反応強度、火線強度を導出した。煤煙移行挙動はALOFT-FTを用い、PM2.5/10粒子の空間濃度分布を導出した。エアフィルターにおける煤煙積算量は単位面積あたり数百グラム程度と見積もられ、これは運転上の制限である15kgを大きく下回ることが分かった。
大野 修司
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2014/12
高速炉冷却材ナトリウムが大流量でコラム状に漏えいし床で衝突飛散する場合の燃焼挙動と熱影響について、大規模ナトリウム燃焼試験における試験容器内部温度や酸素濃度の測定結果をもとに分析評価した。その結果、ナトリウム燃焼が大空間内部の限定された領域で生じる場合の局所的な酸素欠乏によって燃焼が抑制・緩和される効果が存在することを明らかにした。
阿部 仁; 田代 信介; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.199 - 204, 2005/08
核燃料サイクル施設の総合的な安全性を評価するためには、放射性物質の放出挙動評価のためのソースタームデータが必要である。本報ではおもにTRACYで取得してきた溶液燃料臨界事故時に対するソースタームデータについて報告する。過渡臨界後約4.5時間の時点におけるヨウ素の放出割合は、過渡臨界直後に調整トランジェント棒を溶液燃料に再挿入した場合で約0.2%、調整トランジェント棒を挿入せず臨界状態を継続させた場合で約0.9%であった。また、逆炉周期が約100(1/s)の場合で、Xe-141の放出割合は90%以上であった。さらに、現在計画中の火災事故に対する研究計画についても言及する。
田代 信介; 阿部 仁; 森田 泰治
JAERI-Conf 2005-007, p.348 - 350, 2005/08
六ヶ所再処理施設におけるホット試験の開始,MOX加工施設の建設計画に伴い、核燃料施設の安全性評価の重要性は増大している。核燃料施設における想定事故の1つである火災事故時においては、燃焼源から放出された多量の熱や煤煙が施設内の放射性物質閉じ込め設備(グローブボックス,換気系,換気系フィルタ等)に損傷を与える可能性がある。そのため、燃焼源から放出された熱量や煤煙量を評価するための基礎的なデータとモデルの整備が必要となる。原研では、上記の基礎的なデータやモデルを整備するための研究を計画している。本報では使用予定の実験装置,測定項目,評価項目の概略を示した。
