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bus FP results and single effect testingKnebel, K.*; Jokiniemi, J.*; Bottomley, D.
Journal of Nuclear Science and Technology, 56(9-10), p.772 - 789, 2019/09
被引用回数：7 パーセンタイル：58.58(Nuclear Science & Technology)核分裂生成物(FP)付着物の再蒸発現象は、冷却水喪失等のシビアアクシデントにおける遅発のFP放出可能性を示すものとして認識された。その後の試験により、本現象は原子炉破損時に生じ得ることから、格納容器及び環境放出におけるソースタームとして重要であることが分かった。本論文では、まずはじめに、PHEBUS FPと関連プログラムから得られた一次冷却系での揮発性及び準揮発性FPの移行における再蒸発メカニズムについてレビューする。次に、揮発性及び準揮発性FP(I, Mo, Ru)及び構造材料(Ag, B)の高温化学を評価するための要素試験、及びソースタームに実効的に影響を与える雰囲気の影響について述べる。最後に、長期に亘るFP化学についてのさらなる知見を与え得る事故炉におけるCs分析の結果をレビューする。レビューの結果は表と模式図により示される。この蓄積された知見と経験は、廃炉と環境回復における汚染の低減、及びSA解析コードの改良と原子力安全の向上への適用にとって重要である。
鈴木 恵理子; 中島 邦久; 逢坂 正彦
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 5, p.165 - 167, 2018/11
軽水炉シビアアクシデント時に起こる原子炉構造材へのセシウム(Cs)化学吸着で生成する可能性があるCsFeSiOについて、その再蒸発挙動評価に資するため、高温での蒸発挙動の雰囲気依存性を熱重量・示差熱分析(TG-DTA)実験により評価した。その結果、還元性の高い水蒸気欠乏(Ar-5%H
)雰囲気下では、水蒸気含有(Ar-5%H-5%HO)雰囲気よりも低温(約800
C)にて重量減少が起こることが分かった。その原因として、Hとの化学反応によりCsFeSiOが分解しCs蒸気種が生成する可能性が示唆された。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 湯地 洋子; 茅野 栄一; 中村 秀夫; 日高 昭秀; 橋本 和一郎
JAERI-Conf 2000-015, p.225 - 230, 2000/11
日本原子力研究所の配管信頼性実証試験計画では、エアロゾル再蒸発挙動を把握することを目的に配管内エアロゾル再蒸発試験を実施している。配管内エアロゾル挙動試験装置では、前段及び後段試験部としてステンレス鋼直管を水平に設置した。前段試験部にCsIエアロゾルを導入し、一旦沈着させた後に同試験部を段階的に再加熱した。前段試験部から再蒸発したエアロゾルを、温度勾配を設定した後段試験部に沈着させた。また、PWRの状況を模擬するためメタホウ酸を装荷した試験も実施した。メタホウ酸を装荷した試験では、高温部においてセシウムのみが沈着していた。また、試験部温度が上昇するにつれて沈着セシウムに対する沈着ヨウ素の割合が減少していることがわかった。試験後に、ESCAによる分析の結果、沈着したCsIがメタホウ酸と反応してホウ酸セシウム、酸化ホウ素及びヨウ素が生成していると推定された。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純
JAERI-Conf 99-005, p.191 - 196, 1999/07
FPエアロゾルの再蒸発挙動はシビアアクシデントのソースターム及び配管への熱負荷となり得る崩壊熱分布を評価する上で重要である。そのため配管信頼性実証試験(WIND)計画では、様々な条件下におけるエアロゾル再蒸発挙動を把握することを目的に配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。メタホウ酸を装荷していない試験では、セシウムとヨウ素の沈着密度はほぼ等しく、CsIの化学形で再蒸発し、後段試験部に沈着したと考えられる。一方、メタホウ酸を装荷した試験では、セシウムの沈着密度がヨウ素のそれより著しく大きいことが観測された。これは沈着したCsIがメタホウ酸と反応してホウ酸セシウムを生成し、再蒸発したホウ酸セシウムが後段試験部に沈着したためと推定される。
柴崎 博晶*; 丸山 結; 工藤 保; 橋本 和一郎; 前田 章雄; 原田 雄平; 日高 昭秀; 杉本 純
9th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-9)(CD-ROM), 13 Pages, 1999/00
原研の配管信頼性実証試験(WIND)計画において、シビアアクシデント条件下における原子炉冷却系配管を模擬したステンレス鋼製水平直管を用い、配管内エアロゾル再蒸発試験を実施した。模擬FPとしてヨウ化セシウムを試験部に導入し配管内に一旦沈着させ、前段試験部を再加熱することにより再蒸発した模擬FPを後段試験部に沈着させ沈着分布を測定した。ほとんどすべてのヨウ化セシウムがその沸点を大幅に下回る温度で再蒸発し、後段試験部に沈着した。また、一次冷却材中に含まれているホウ酸の影響を調べるため、試験部にメタホウ酸を装荷したケースも実施した。試験後に沈着物の化学分析を行った結果、ホウ酸セシウムの存在が推測された。試験部に導入させたヨウ化セシウムと、高温においてメタホウ酸が変化した酸化ホウ素とが反応してホウ酸セシウムが生成したと考えられる。
日高 昭秀; 丸山 結; 柴崎 博晶*; 前田 章雄; 原田 雄平; 長嶋 利夫*; 吉野 丈人*; 杉本 純
JAERI-Tech 98-026, 83 Pages, 1998/07
WIND計画の配管内エアロゾル挙動解析では、原研のFPエアロゾル挙動解析コードART及び米国SNLのVICTORIAコードを用いて、BWR高圧シーケンスにおける逃し安全弁配管内でのFPエアロゾル挙動を解析するとともに、WIND計画で実施したWAD4及び5試験の解析を実施した。その結果、以下の知見が得られた。逃し安全弁配管へのエアロゾルの主要な沈着機構は乱流沈着である。沈着したFPからの崩壊熱により、逃し安全弁配管の温度は上昇するが、自然対流による除熱により破損には至らない。WAD4及び5試験で得られたCsIの沈着分布は、両コードによりほぼ適切に再現された。CsIガスの凝縮/再蒸発挙動に関して両コードに差が見られ、ARTの方が実験結果を良く再現した。WAD4及び5試験の配管接続部におけるCsI沈着量は比較的大きいので、今後はその部分の測定も実施する。
日高 昭秀; 五十嵐 実*; 橋本 和一郎; 佐藤 治志; 吉野 丈人*; 杉本 純
Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents, 0, p.577 - 587, 1996/00
シビアアクシデント時の原子炉冷却系内におけるCsIの沈着挙動を調べるために、小規模配管を用いたWAVE実験を実施し、結果を3次元熱流動解析コードSPRAC及びFPエアロゾル挙動解析コードARTを用いて解析した。実験では、配管内沈着量分布に強い非等方性が見られた。ARTによる解析では、配管軸方向に加えて配管断面を5つに細分割し、SPRACで計算された詳細な熱流動条件をそれらに与えることにより実験結果を適切に再現した。CsIの主な沈着機構は熱泳動または凝縮であることから、配管内のCsIの挙動を精度良く予測するためには、配管内の平均的な熱流動条件を用いる従来の手法では不十分で、配管断面内の3次元的な熱流動条件も考慮する必要があることを明らかにした。また、局所的なFPが沈着すると崩壊熱により再蒸発量が増大することから、ソースターム計算においても配管内の詳細な熱流動を考慮する必要性を指摘した。
日高 昭秀; 梶本 光廣*; 早田 邦久; 村松 健; 坂本 亨*
ANS Proc. of the 1992 National Heat Transfer Conf., p.408 - 416, 1993/00
シビアアクシデントに関する解析モデルのうち、その不確かさがソースターム評価に大きな影響を及ぼす現象の解析モデルを同定するため、原研が開発したTHALES-2及び米国NRCが開発したSTCP,MELCORを用いて、BWRシビアアクシデント時のソースタームについて比較研究を行った。対象とした事故シーケンスはECCSの不作動を伴う小破断LOCAである。本研究では、主要事象の発生時刻及びソースタームに関して比較し、解析モデルの違い及びその違いがソースタームに及ぼす影響について検討を行った。その結果、炉心溶融進展モデルの差が事故進展に大きな影響を与え、沈着したCsIの再蒸発現象をモデル化しているか否かがソースタームに大きく影響することが明らかになった。ソースタームに影響を与える解析モデルとして、燃料棒の溶融進展モデル、炉心支持板損壊及び全炉心崩壊モデル、再蒸発モデル、溶融物中のクラスト形成モデルが同定された。
梶本 光廣*; 村松 健; 渡邉 憲夫; 船迫 政勝*; 野口 俊英*
Proc. of the Int. Topical Meeting on Safety of Thermal Reactors, 9 Pages, 1991/00
原研では、確率論的安全評価に関する研究の一環として、炉心損傷事故解析コードTHALES-2を開発した。同コードは、炉心損傷事故時に原子炉冷却系内及び格納容器系内で起きる現象を総合的に解析できるコードであり、熱水力挙動と放射性物質(FP)挙動を同時に解析できること等の特徴がある。本報では、まずTHALES-2コードの解析モデルを記述する。次に、BWRの小破断LOCAを対象にした解例について述べる。本解析は、ソースタームの不確実さの要因であるFP再蒸発の影響を調べたものである。解析の結果、(1)原子炉冷却系内でのCsIの再蒸発はFPの崩壊熱による構造物の温度上昇によって著しく促進される、(2)CsOHやTeの再蒸発は、化合物が構造物に化学吸着するためにほとんど起きない。等の結果を得た。
三輪 周平; 品田 雅則; 逢坂 正彦; 杉山 智之; 丸山 結
no journal, ,
シビアアクシデント時の原子炉冷却系内の温度条件を模擬した装置によりCs及びIから成る沈着物とBO
の蒸気種/エアロゾルの化学反応実験を実施した。沈着物とBO蒸気種/エアロゾルの反応により揮発性I化合物が生成し、有意量のIが再蒸発することがわかった。
中島 邦久; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦
no journal, ,
圧力容器内構造機器には、多くのステンレス鋼が使用されているため、ステンレス鋼へのセシウムの付着挙動は、軽水炉シビアアクシデント時のセシウムの放出移行挙動評価に影響を与える可能性がある。そのため、水酸化セシウム蒸気に曝されたステンレス鋼へのセシウム付着挙動に与える雰囲気の影響を調査した。その結果、アルゴン水素混合ガスのような還元雰囲気の場合よりも、水を含んだ酸化雰囲気の方が、セシウム付着量は増大する傾向を示すことがわかった。また、元素分析機能付走査型電子顕微鏡を用いたセシウム付着層の断面観察の結果から、アルゴン水素混合ガスのような還元雰囲気では、セシウムがより再蒸発しやすくなることが示唆された。
小畠 雅明; 岡根 哲夫; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 小林 啓介*; 逢坂 正彦
no journal, ,
軽水炉重大事故時にCsの鋼材への化学吸着により生成されるCs-Si-Fe-O系化合物を対象として、各種雰囲気下で再加熱試験を実施した試料に対して、HAXPES分析を行った。その結果、還元雰囲気下で再加熱した試料では、Feが脱離してCs-Si-O系化合物に変化していることがわかった。
唐澤 英年; 三輪 周平; 木野 千晶*
no journal, ,
Phebus-FPT1試験では、炉心シャットダウン後に再蒸発により一次系配管内のCsOH蒸気の増加が観測された。今回、複数FP核種から構成される一次粒子の形成モデルを組込んだSAMPSONを用いて、Phebus-FPT1試験一次系解析を行い、エアロゾル沈着挙動とCsOH再蒸発挙動を評価した。模擬蒸気発生器への熱泳動による沈着量評価から、沈着量はエアロゾル成分の構成割合に比例することを確認した。また、配管に凝縮したCsOHは、気中のCsOH蒸気濃度の減少により配管温度(973K)の飽和蒸気圧分まで再蒸発し、模擬蒸気発生器の温度の低い部分に再凝縮することを確認した。
