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報告書

火災時における煤煙発生挙動と換気系フィルタ目詰まり特性(受託研究)

高田 準一; 林 嗣郎*; 渡邊 浩二; 瀧田 孝治*; 塚本 導雄; 田代 信介; 阿部 仁*; 内山 軍蔵*

JAERI-Tech 2002-102, 87 Pages, 2003/01

JAERI-Tech-2002-102.pdf:3.27MB

再処理施設の一部の建屋換気設備では、HEPAフィルタの直前に前置フィルタが設置されており、HEPAフィルタの保護と目詰まりを緩和する役割を担っている。しかし、火災事故が発生した場合、大量の煤煙が発生し、前置フィルタが煤煙の負荷により目詰まりし、差圧の上昇によって破損することが考えられる。そこで、原研では火災時の換気系フィルタの健全性が確保されることを調べる実証試験を実施した。試験では、模擬可燃性固体廃棄物(ゴム手袋,綿手袋,ゴム手袋/綿手袋混合物)や模擬回収溶媒(n-ドデカン,TBP/n-ドデカン混合物)を燃焼させ、煤煙の発生挙動や換気系ネットワーク(セル,ダクト,ダンパー,フィルタ)内による煤煙の減衰効果、及び煤煙の負荷による換気系フィルタの目詰まり特性などを把握する試験データを取得した。その結果、前置フィルタが破損した場合でも換気系全体の健全性が確保されることがわかった。また、安全性解析コード(CELVA-1D)によるフィルタの差圧上昇解析に適用させるため、前置フィルタの差圧上昇を単位フィルタ面積あたりの煤煙負荷量を関数とした二次の実験式で表し、前置フィルタの目詰まり係数($$alpha$$,$$beta$$)を求めた。

報告書

模擬可燃性廃棄物の燃焼に伴う放出ソースターム評価

阿部 仁; 渡邊 浩二*; 田代 信介; 高田 準一; 内山 軍蔵

JAERI-Research 2001-052, 18 Pages, 2001/11

JAERI-Research-2001-052.pdf:1.83MB

核燃料施設での火災事故事象を定量的に解析するためには、煤煙粒径分布や煤煙及びエネルギー放出速度等の放出ソースタームデータの整備が不可欠である。固体廃棄物や回収溶媒を模擬した模擬可燃性廃棄物を用いた燃焼試験を実施し、これら放出ソースタームの評価方法を検討した。模擬可燃性廃棄物としてゴム手袋と綿手袋が混在した場合、粒径が1$$mu$$m以上の比較的大きな煤煙が綿手袋の炭化した残留物中に閉じ込められ、ゴム手袋のみの場合と比べて煤煙の放出率が低くなった。ゴム手袋の燃焼に伴う試験結果をもとに安全性解析コードCELVA-1Dを用いて上記ソースタームを評価した。CELVA-1D評価結果は事故解析ハンドブック(NUREG-1320)中で推奨されている計算パラメータを用いた計算結果とほぼ一致し、本試験でのCELVA-1Dを用いた放出ソースターム評価手法の妥当性が確認できた。

報告書

硝化溶媒と硝酸との熱分解反応に関わる安全性評価試験(受託研究)

塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 渡邊 浩二*; 宮田 定次郎*; 西尾 軍治*; 村田 幹生*; 内山 軍蔵

JAERI-Tech 2001-031, 47 Pages, 2001/03

JAERI-Tech-2001-031.pdf:2.75MB

再処理溶媒(溶媒)と硝酸との異常化学反応に起因した爆発は、再処理施設のDBAに選定されている。そこで、原研では爆発がプルトニウム濃縮缶で起きた場合を想定し、セル換気系の安全性とHEPAフィルタの健全性が確保できることを実証するため、溶媒と硝酸とを反応容器に貯え、密封し、種々の加熱条件下で生成した硝化溶媒(TBP錯体等)を急激に熱分解させて、爆発を誘起させるニトロ化溶媒爆発試験を実施した。試験の結果、以下に述べる知見を得た。硝化溶媒の熱分解により溶媒1kgが噴出して爆発を起こした場合、実験的方法により導出した最大質量放出速度と最大エネルギー速度は、0.59[kg/s]と3240.3[kJ/kg・s]である。この爆発による波及がセル換気系に与える影響は小さく、HEPAフィルムの健全性が確保できることを実証した。

報告書

再処理溶媒と硝酸との熱分解反応に関わるエアロゾル発生試験(受託研究)

塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 渡邊 浩二*; 宮田 定次郎*; 西尾 軍治*; 村田 幹生

JAERI-Tech 2000-036, p.43 - 0, 2000/03

JAERI-Tech-2000-036.pdf:2.27MB

再処理施設のセル換気系内において再処理溶媒(有機溶媒)と硝酸の異常化学反応に起因した爆発が起きた場合について、爆発規模とエアロゾル発生量の関係、及びセル換気系による放射性物質の閉じ込め効果を把握する試験を実施した。試験ではセル換気系実証試験装置のセル内に設置した反応容器に、純粋な溶媒並びに$$gamma$$線照射により劣化した溶媒とCeを混合した硝酸とを充填・密封し、183$$^{circ}C$$まで加熱して爆発とエアロゾル発生を誘起させた。爆発により発生したCeエアロゾルは採取し、浮遊率や粒径分布を時間毎に測定した。さらに、質量濃度を実測してエアロゾルの沈降や沈着等による除去効果を調べた。その結果、噴出した溶媒ミストが急激燃焼を起こした場合、セル内に飛散するCeエアロゾルの初期(t=0)濃度は、3~600[mg/m$$^{3}$$]になることが判明した。しかしながら、爆発による温度上昇や圧力波の伝播は、セルやダクトで構成される換気系で十分に減衰するので、HEPAフィルタの健全性は確保され、セル換気系による放射性物質の閉じ込め効果は十分達成されることが確認できた。

論文

Generation of smoke and clogging of ventilation filter under burning of bitumen/salt mixture

阿部 仁; 高田 準一; 塚本 導雄; 渡邊 浩二*; 村田 幹生

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(7), p.619 - 625, 1999/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

1997年3月11日に、動力炉核燃料開発事業団(PNC)のアスファルト固化処理施設において火災・爆発事故が発生した。アスファルト/塩固化体の燃焼に伴う煤煙発生機構及び換気系フィルタの目詰まり現象を検討するため、小規模模擬燃焼試験を実施した。PNCにおける実廃液組成を参考に模擬固化体を作成して燃焼させた。その際の燃焼挙動を観察するとともに燃焼質量とフィルタの差圧上昇の間の関係を測定し両者の関係を表す実験式を導いた。さらに固化体から放出される質量、エネルギー及び煤煙の放出速度を試験データと一次元熱流動解析コードCELVA-1Dを用いた解析結果を用いることで求めた。模擬固化体の燃焼に伴って発生した煤煙の火災発生セルから換気系へ移行率は約2.5%、また実固化体中に含有されている放射性物質を模擬するために模擬固化体に添加したCsの移行率は約9.6%であった。

報告書

再処理施設の爆発安全性解析のための3次元熱流動コード; CELVA-3D (受託研究)

西尾 軍治*; 山崎 昇*; 河野 浩二*; 渡邊 浩二*; 村崎 穣*

JAERI-Data/Code 98-033, 235 Pages, 1998/11

JAERI-Data-Code-98-033.pdf:9.87MB

CELVA-3Dは、再処理施設のセル内で想定される爆発時の熱流動現象と放射性物質の移行挙動を評価するため開発された計算コードである。この計算コードでは、3次元熱流動解析によりセル内の温度、圧力、流速を、熱流動を考慮した物質移流解析によりセル内の放射性物質の閉じ込め効果を計算する。また、CELVA-3Dは爆燃用解析のCELVA-3D(M)と爆轟用解析のCELVA-3D(R)に分かれている。ここで、CELVA-3D(M)の数値解法はSIMPLE法及びSIMPLEST法(半陰解法)が、CELVA-3D(R)はICE法(陽解法)が採用されている。CELVA-3Dの解析モデルは、再処理施設の想定爆発を模擬した安全性実証試験の結果と比較することにより検証された。

報告書

再処理施設の火災・爆発時におけるセル換気系の安全性解析コード: CELVA-1D(受託研究)

西尾 軍治*; 渡邊 浩二*; 河野 浩二*; 山崎 昇*; 向出 恵勇*; 吉岡 逸夫*

JAERI-Data/Code 98-017, 279 Pages, 1998/03

JAERI-Data-Code-98-017.pdf:10.17MB

この報告書は、再処理施設のセル内で想定される火災・爆発時の放射性物質閉じ込め効果を評価するため開発された計算コード(CELVA-1D)の解析モデルの説明、検証結果、及び使用手引き書から構成されている。この計算コードは、再処理施設内のセル換気系内の温度、圧力、流速の変化を1次元熱流動解析で計算すると共に、放射性物質の移行、沈着、フィルタ捕集等の閉じ込め効果が評価できる。CELVA-1Dの計算値は、セル内の火災・爆発を模擬した実証試験の効果を比較され、よく一致することを確かめた。したがって、CELVA-1Dの数学モデルとプログラムは検証されたとみなしてよい。

報告書

再処理施設におけるセル換気系の風圧上昇と排風機の健全性に関する安全性実証試験

高田 準一; 鈴木 元衛; 塚本 導雄; 小池 忠雄; 西尾 軍治*

JAERI-Tech 96-054, 237 Pages, 1996/12

JAERI-Tech-96-054.pdf:6.22MB

原研では、再処理施設の安全性研究の一環として、溶媒/硝酸の急激な熱分解反応に起因した爆発的燃焼が再処理施設のセル内で起こった場合の安全性実証試験をセル、ダクト、ダンパー、HEPAフィルタ及び排風機からなる大型装置を使用して実施した。実証試験では、セル換気系内の圧力上昇の影響を調べるため、加圧したタンクから装置のセル内に空気を吹き込み、装置内を通過する圧力応答を測定した。その結果、有効な圧力減衰が装置内のセルやダクトの配置により与えられた。また、実証試験ではHEPAフィルタや排風機の健全性を調べるために、空気の吹き込みによりHEPAフィルタや排風機の過渡応答を調べた。その結果、HEPAフィルタと排風機の健全性は圧力負荷において十分であった。この報告書に記載された内容は、再処理施設で爆発的燃焼が起こった場合のセル換気系の安全評価に資することができる。

報告書

再処理施設で想定した穏やかな爆発事象がセル換気系に与える影響に関する安全性実証試験

高田 準一; 鈴木 元衛; 塚本 導雄; 小池 忠雄; 西尾 軍治

JAERI-Tech 95-024, 339 Pages, 1995/03

JAERI-Tech-95-024.pdf:7.99MB

原研では、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設のセル内で想定される急激燃焼がセル換気系の安全性に与える影響について大型試験装置による安全性実証試験を実施した。再処理施設では、溶媒と硝酸の急激な熱分解反応による爆発的な燃焼を想定している。本実証試験では、再処理施設モデルプラントのセルやダクトを模擬した試験装置を用いて、セル内で溶媒のミストや熱分解ガスが爆発的に燃焼した場合を想定して、固体ロケット燃料を燃焼させ、爆燃領域の爆圧や温度上昇の影響がセル換気系内を伝播・減衰する挙動を明らかにした。この報告書に記載された試験データは、セル換気系の放射性物質閉じ込め安全性解析コード(CELVA)の検証に利用されることを念頭において整理された。

論文

Development of the face computer code to evaluate the safety of an air ventilation system during a postulated solvent fire in a nuclear fuel reprocessing plant

西尾 軍治; 山崎 昇*

Nuclear Technology, 102, p.232 - 251, 1993/05

 被引用回数:3 パーセンタイル:38.1(Nuclear Science & Technology)

再処理施設のセル換気系の安全性を解析するため、抽出工程で想定される溶媒火災の挙動が解析できる計算コードFACEを作成した。この計算コードは、1次元と2次元の熱流動解析による温度、圧力及び流束の計算のみならず、火災時の放射性物質を含む煤煙の移行、沈着及び捕集などの放射性物質閉じ込め解析が可能である。計算コードの解析モデルを検証するため、FACEによる抽出工程の想定溶媒火災の計算を実施し、実証試験結果と比較した。

報告書

再処理施設における溶媒火災事象の安全性実証試験,III

高田 準一; 小池 忠雄; 塚本 導雄; 西尾 軍治; 木谷 進*; 宇野 清一郎; 鴨志田 厚; 渡辺 博典; 橋本 和一郎

JAERI-M 92-048, 332 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-048.pdf:5.41MB

本報告書は、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設の抽出工程において想定されるセル内容媒火災の安全性について実施した実証試験の試験データをまとめたものである。実証試験では、再処理モデルプラントを模擬した大型の実証試験装置を用いて、溶媒火災の燃焼状況、煤煙の発生・移行・沈着の挙動、HEPAフィルタの健全性について試験データを得た。この報告書に記載されたデータは、溶媒火災時の安全性解析コード(FACE)の検証に利用されることを念頭に置いて整理してある。

報告書

再処理施設における溶媒火災事象の安全性実証試験,II

塚本 導雄; 高田 準一; 小池 忠雄; 西尾 軍治; 木谷 進*; 宇野 清一郎; 鴨志田 厚; 渡辺 博典; 橋本 和一郎

JAERI-M 92-047, 384 Pages, 1992/03

JAERI-M-92-047.pdf:6.91MB

本報告書は、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設の抽出工程において想定されるセル内溶媒火災の安全性について実施した実証試験の試験データをまとめたものである。実証試験では、再処理モデルプラントを模擬した大型の実証試験装置を用いて、溶媒火災の状況、煤煙の発生、移行、沈着、放射性物質の閉じ込め効果、HEPAフィルタの健全性について試験データを得た。この報告書に記載された試験データは、溶媒火災安全性解析コードの検証に利用されることを念頭に置いて整理してある。

報告書

再処理施設における溶媒火災事象の安全性実証試験

高田 準一; 小池 忠雄; 塚本 導雄; 西尾 軍治; 木谷 進*; 宇野 清一郎; 鴨志田 厚; 渡辺 博典; 橋本 和一郎

JAERI-M 91-145, 195 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-145.pdf:3.57MB

本報告書は、科学技術庁の委託を受けて、再処理施設の抽出工程において想定されるセル内溶媒火災の安全性について実施した実証試験の試験データをまとめたものである。実証試験では、再処理モデルプラントを模擬した大型の実証試験装置を用いて、溶媒火災の状況、煤煙の発生、移行、沈着、放射性物質の閉じ込め効果、HEPAフィルタの健全性について試験データを得た。この報告書に記載された試験データは、溶媒火災安全性解析コードの検証に利用されることを念頭に置いて整理してある。

報告書

再処理施設における溶媒火災時の安全性解析コードFACE

西尾 軍治; 山崎 昇*

JAERI-M 91-144, 147 Pages, 1991/09

JAERI-M-91-144.pdf:3.19MB

本報告書は、科技庁の委託を受けて作成した再処理施設の溶媒火災時の安全性解析コードFACEについてまとめたものである。FACEは、再処理施設のセル換気系内の熱流動現象を1次元と2次元の熱流動解析により計算し、放射性物質を含む煤煙の移行挙動を評価する計算コードである。さらに、FACEには、溶媒火災の状況、放射性物質の移行と沈着、HEPAフィルタの健全性、放射性物質の環境放出の解析機能が含まれている。FACEにプログラムされた解析モデルは、大型の溶媒火災実証試験の結果を用いて検証されている。

論文

Safety demonstration tests of hypothetical explosive burning in the cell and air ventilation system in a nuclear fuel reprocessing plant

西尾 軍治; 鈴木 元衛; 向出 恵勇*; 高田 準一; 塚本 導雄; 小池 忠雄

Nuclear Technology, 95, p.325 - 335, 1991/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

再処理施設のセル換気系の放射性物質閉じ込めの機能の有効性を評価するために、大型装置を用いて3種類の実証試験を行った。ボイルオーバー燃焼試験では、火災末期に発生する急激燃焼が、その燃焼表面積とセル内酵素との関係にその規模が規定されることを見出した。穏やかな爆発試験では、固体ロケット火薬をセル内で燃焼させてセルとダクトから成る構造物を伝播する圧力、温度、流量の受ける抑制効果を調べた。排風機健全性試験では、蓄圧タンクから噴出した空気を排風機に吹きこみ、過渡応答特性を調べた。

論文

安全性を実証する試験研究

西尾 軍治

エネルギーレビュー, 11(3), p.24 - 27, 1991/03

原研では、国からの委託を受け再処理施設の安全性実証試験を実施している。この論文は、これら実証試験のうち再処理施設の火災・爆発の安全性実証試験の内容について解説したものである。

論文

Safety demonstration tests of air-ventilation system in nuclear fuel reprocessing plant

西尾 軍治; 鈴木 元衛; 高田 準一; 塚本 導雄; 小池 忠雄

Proc. of the CSNI Specialist Meeting on Safety and Risk Assessment in Fuel Cycle Facilities, p.205 - 221, 1991/00

再処理施設の火災・爆発時におけるセル換気系の安全性を評価するために、大型装置を用いて3種類の実証試験を行った。ボイルオーバー燃焼試験では、火災末期に発生する急激燃焼規模が、その燃焼表面積とセル内の酸素の関係で規定されることを見出した。穏やかな爆発試験では、固体ロケット火薬をセル内で燃焼させてセルやダクトから成るセル換気系を伝播する圧力、温度、流量の抑制効果を調べた。排風機健全性試験では、蓄圧タンクから噴出した空気を排風機に吹きこみ、過渡応答特性を調べた。

口頭

東海再処理施設の換気系統の保全

川澄 裕之; 竹内 謙二; 堂村 和幸; 算用子 裕孝; 伊波 慎一

no journal, , 

核燃料を取り扱う再処理施設では、建設から約40年が経過したものの、施設の重要性から核燃料物質の臨界を防止する機能や放射性物質を閉じ込める機能を維持し、施設の安全性を確保する必要があるため、高経年化に着目した対応が進められている。本報告では、東海再処理施設において放射性物質の閉じ込め機能を担う換気系統を対象に、構成機器毎に想定される高経年化と現状の保全を照合し、それを基に実施した点検の結果を踏まえ、今後の換気系統の保全について見直した状況を紹介する。

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