再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故のソースターム解析手法の整備

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2023-001, 26 Pages, 2023/05

JAEA-Research-2023-001.pdf:1.61MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。再処理施設のリスク評価の精度向上に資するため、計算プログラムを用いて当該事故時でのソースタームを解析的に評価する手法の整備を進めている。提案する解析手法では、まず廃液貯槽の沸騰をSHAWEDで模擬する。模擬結果の蒸気発生量等を境界条件としてMELCORにより施設内の蒸気等の流れに沿って各区画内の熱流動状態を模擬する。さらに各区画内の熱流動状態を境界条件としてSCHERNを用いてRuを含む硝酸、NO等の化学挙動を模擬し、施設外への放射性物質の移行量(ソースターム)を求める。本報では、仮想の実規模施設での当該事故を想定して、これら3つの計算プログラム間でのデータの授受を含めて解析事例を示す。

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故でのNOの化学挙動を考慮したRuの移行挙動解析

吉田 一雄; 玉置 等史; 桧山 美奈*

JAEA-Research 2021-005, 25 Pages, 2021/08

JAEA-Research-2021-005.pdf:2.91MB

再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(Ru)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。課題解決に向け当該施設での蒸気凝縮を伴う環境でのRuの移行挙動に係る小規模実験のデータ分析の結果から気液界面でのRuの物質移行係数の相関式を導出した。この相関式を用いて実規模の仮想的な再処理施設を対象に施設内でのRuの移行挙動の模擬を試行した。解析では、窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードにこの相関式を組み込み、施設内の熱流動解析で得られた条件を境界条件としてRuの定量的な移行挙動を模擬し、その有効性を確認した。

大型装置CIGMAを用いた格納容器熱水力安全研究; 重大事故の評価手法と安全対策の高度化を目指して

柴本 泰照; 与能本 泰介; 堀田 亮年*

日本原子力学会誌ATOMO, 58(9), p.553 - 557, 2016/09

日本原子力研究開発機構安全研究センターでは、シビアアクシデント対策の強化を特徴とする新しい安全規制を支援するため、2013年にROSA-SA計画を開始し、今般、本計画の中核となる大型格納容器実験装置CIGMA(Containment InteGral Measurement Apparatus)を完成させた。CIGMAは、設計温度や計測点密度において世界有数の性能を有しており、シビアアクシデント時の格納容器内の事故進展挙動や事故拡大防止に係る熱水力実験を実施することができる。本稿では、本計画と既往研究の概要を述べるとともに、CIGMA装置の特徴、及びこれまで実施した一連の実験結果を紹介する。

Relationship between self-priming and hydraulic behavior in venturi scrubber

堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 1(4), p.TEP0026_1 - TEP0026_11, 2014/08

https://doi.org/10.1299/mej.2014tep0026

As revealed by Fukushima Daiichi nuclear disaster, countermeasures against severe accident in nuclear power plants are an urgent need. In particular, from the viewpoint of protecting containment and suppressing the diffusion of radioactive materials, it is important to develop a device which allows filtered venting of contaminated high pressure gas. In the filtered venting system that used in European reactors, so called Multi Venturi Scrubbers System is used to realize filtered venting without any power supply. This system is able to define to be composed of Venturi Scrubbers (VS) and a bubble column. In the VS, scrubbing of the contaminated gas is promoted by both gas releases through a submerged VS and gas-liquid contact with splay flow formed by liquid suctioned through a hole provided in the throat part of the VS. This type of VS is called self-priming ones. However, the mechanism of the self-priming VS are understood insufficiently in the previous studies. In this study, to understand operation characteristics of the VS for filtered venting, we discussed the mechanisms of self-priming phenomena and hydraulic behavior in the VS. In this paper, we conduct visualized observation of the hydraulic behavior in the VS and measure the liquid flow rate in the VS for understanding self-priming. As results, it is shown that the possibility that the VS decontamination performance falls low level with no self-priming.

ROSA-III RUN 703の実験結果およびその解析

菊池 治*; 小泉 安郎; 早田 邦久

JAERI-M 8588, 107 Pages, 1979/12

JAERI-M-8588.pdf:2.59MB

ROSA-III RUN703実験は、BWRの再循環ポンプ吸込配管のスプリット破断を模擬するものであり、緊急炉心冷却系はすべて作動させている。この実験結果より、実炉で予想される主要な熱水力現象が模擬されていることが確認された。また、この実験結果について、RELAP4Jコードを用いて解析を行なった。その結果、系全体の流動についてはほぼ妥当な結果を得たが、ヒータ表面温度の計算結果は、最適予測計算としては不十分である。標準的な計算のほかに種々のパラメータを変えた計算を行ない、その効果を調べた。