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池谷 正太郎; 横堀 智彦; 石川 譲二; 安原 利幸*; 小澤 俊之*; 高泉 宏英*; 門馬 武*; 黒澤 伸悟*; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Review 2018-016, 46 Pages, 2018/12
JAEA-Review-2018-016.pdf:12.79MB
日本原子力研究開発機構では、原子力科学研究所の雑固体廃棄物を廃棄体化する手段として、放射能評価及び減容・安定化の観点から有効な溶融処理を採用している。金属溶融設備及び焼却・溶融設備(以下「溶融設備」という。)については、過去の火災トラブルでの再発防止対策を含め多くの安全対策を施しており、この妥当性等について機構外の有識者を交えた意見交換を行うため、「溶融設備に係る意見交換会」を開催した。本稿は、意見交換会において発表した"高減容処理施設の概要"、"溶融設備の安全対策"、"溶融設備の運転管理"、"過去の国内・国外事例と当該施設との比較"及び"各委員からの他施設における事故事例及び安全対策の紹介"について、資料集としてまとめたものである。
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(
,
)を求めた。
小山 智造; 藤田 秀人; 大森 栄一; 加藤 良幸; 鈴木 弘; 柴田 淳広; 重留 義明
JNC TN8410 99-027, 423 Pages, 1999/12
東海再処理施設のアスファルト固化処理施設において、平成9年3月11日に火災爆発事故が発生した。事故直後から、現場の状況把握・閉じこめ機能の回復・事故の拡大防止に努めるとともに、事故原因の究明のため精力的に調査検討を行ってきた。事故発生後2年間に及ぶ原因究明作業により、事故の原因をほぼ特定するに至った。主たる火災発生原因は、エクストルーダにおける物理的な発熱によりアスファルト混合物がドラムに充てんされる際の温度が異常に高温となったことである。この結果、充てん後の固化体中で緩やかな化学反応が継続し蓄熱発火に至った。エクストルーダ内における物理的な発熱は、エクストルーダに廃液を供給する速度を通常より低速にしたことにより発生した。爆発原因は、火災により換気機能が停止したアスファルト充てん室(R152)内にアスファルト固化体から放出された可燃性ガスが充満し、そこでアスファルト固化体の発火が起きたことによる。本報告ではこれらの事故原因を中心に、事故前・後の施設の状況、事故により放出された放射性物質の量、及び究明活動の結果得られた教訓を示す。
三浦 昭彦; 鈴木 美寿
JNC TN8410 99-046, 35 Pages, 1999/10
アスファルト固化処理施設火災爆発事故調査委員会において、爆発が生じた午後8時過ぎにアスファルト充てん室(R152)内において2回目の火災が起こったと結論づけられている。本報告は爆発後に発生した2回目の火災に注目し、アスファルト充てん室内の火災シミュレーションを実施した結果についてまとめたものである。火災シミュレーションを実施するため過去に行われた、燃焼・消火実験のデータを参考に充てん室モデルを作成し、気流温度・ふく射強度等を算出し、このデータを用いてエクストルーダ排出管(ゾーン8)への熱的影響および発火したドラムに隣接するドラムへの熱的影響を解析により求めた。この結果、爆発後にはじめに発火したドラムが30バッチで充てんされたドラムであると推定した。さらに、火災からのふく射により隣接するドラムは熱的に大きな影響を受けないため、発火したドラムは火炎により温度が上昇し熱暴走反応を引き起こしたのではなく、発火した29バッチ以降のドラムは全て高温で充てんされたものと推定できる結果を得た。
M.Azim*; 堀木 欧一郎; 佐藤 貢
JAERI-M 7632, 73 Pages, 1978/04
この資料は、日本原子力研究所東海研究所JRR-2改造型炉計装類の検証を行ないまとめたものである。1968年7月、JRR-2制御室火災事故によって、従来使用していた、炉計装類が使用に耐えないものとなった。これを機会に、ソリッドステートによる基本回路で構成された、改造型炉計装により制御系の復旧が行なわれた。その結果、原子炉の運転において約43%の改善率を記録することができ、非常に満足すべきものとなり、更に、改造型炉計装の設計においては安全対策に充分な配慮を行なったため、起り得る炉計装類の故障、及び、人的誤操作に対し、充分に対処し得るものとなった。この資料は、炉計装の基本的な使用と、従来使用の設計と改造設計との安全性解析、比較を行ない記した。
角川 正義; 井上 義教
保健物理, 2(2), p.81 - 94, 1967/00
主として米国原子力施設に関する統計
であるが、過去20年間に発生した爆発・火災事故のうち、放射能汚染をもたらした事例(約40件)を調べてみると、Puおよびウランに関するものがそれぞれ約1/3を占めている。これらは通常の火災と異なり極めて毒性の強い煙
を出し、しかも消火方法の選択を誤ると臨界事故,汚染拡大その他思わぬ2次的災害を誘起することがあるので筆者はこれらの事故例について出火原因,消火方法等を調査し今後の防火対策の参考資料を得ることを試みた。
阿部 仁; 吉田 一雄; 深澤 哲生*; 村松 健*; 池田 泰久*
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ついてもシビアアクシデント(SA)のリスクを評価し、安全確保や安全性向上について検討することが、喫緊の課題となっている。日本原子力学会再処理・リサイクル部会では、核燃料サイクル施設シビアアクシデントワーキンググループ(SAWG)において、核燃料サイクル施設におけるSAの候補事象を科学的・技術的観点から選定する方法を検討してきた。本セッションでは、SAWGにおいて検討した、対応を検討すべきシビアアクシデントの選定手順及び選定のための判断基準と具体的な事故に対する適用例について報告する。
