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玉置 等史; 吉田 一雄; 阿部 仁; 杉山 智之; 丸山 結
Proceedings of Asian Symposium on Risk Assessment and Management 2017 (ASRAM 2017) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/11
高レベル放射性廃液の蒸発乾固事故は再処理施設において想定されるシビアアクシデントの一つである。この事故は事故進展の特徴を踏まえ、3段階に分割できる。この事故による放射性物質の環境への放出量を評価するためには、それぞれの段階において、核分裂性物質の液相から気相への移行量や壁等への沈着量を評価することが重要である。本論文では、放射性物質の放出量評価のために様々な実験等の研究をレビューし、現時点での本事故に対する放射性物質放出量評価の現状を紹介するとともに、原子力機構における最近の本事故に対するシミュレーションコードの開発状況について説明を行う。
吉田 一雄
日本原子力学会和文論文誌, 14(1), p.40 - 50, 2015/02
再処理施設でのシビアアクシデントの一つとして、冷却機能喪失により高レベル廃液が沸騰し蒸発乾固する事故が想定される。この事故では、不揮発性の核分裂生成物の一部が飛沫として気相部に移行し、蒸気に同伴して環境中に放出される可能性がある。そのため、その放出量評価が事故影響評価の重要な課題の一つである。これを解決するために、模擬廃液および実廃液を用いた試験で得られたデータを基に飛沫同伴による移行率の機構論的な相関式を導出した。
吉田 一雄; 田代 信介; 天野 祐希; 山根 祐一; 内山 軍蔵; 阿部 仁
日本原子力学会和文論文誌, 13(4), p.155 - 166, 2014/12
再処理施設でのシビアアクシデントの一つとして、冷却機能喪失により高レベル廃液の沸騰し、蒸発乾固する事故が想定される。この事故では、大量のRuが気化し、貯槽内気相部に移行し環境中に放出される可能性がある。そのため、Ruの放出量評価が事故影響評価の重要な課題の一つである。これを解決するために、模擬廃液を用いた加速試験で得られたデータを基に廃液温度,廃液硝酸モル分率および硝酸活量をパラメータとするRuの移行速度実験式を導出した。実廃液を用いた長時間実験でのRu放出量を実験式を基に計算し、実測値との良好な一致を示すことができた。
吉田 一雄; 田代 信介; 天野 祐希; 山根 祐一; 内山 軍蔵; 阿部 仁
no journal, ,
再処理施設の高レベル濃縮廃液蒸発乾固事故における放射性物質の移行挙動に係る基礎的データを取得することを目的に模擬廃液を用いた沸騰に伴う蒸発乾固実験を実施した。実験では、事故時の周辺公衆へのリスクを評価する上で重要な放射性物質であるRuの気相への移行量に係るデータを取得した。本報では、実験で取得したデータを基に、廃液の温度、硝酸モル分率および硝酸活量をパラメータとするRuの気相への移行速度式を提案する。
吉田 一雄
no journal, ,
核燃料施設のリスク評価における「詳細なリスク評価」では最確推定を基本とするため気相への移行割合及び施設内での移行挙動評価では、事故時に想定される熱流動を評価する必要がある。再処理施設の高レベル廃液貯槽の蒸発乾固事故では高レベル廃液(FPの硝酸塩を含む硝酸溶液)貯槽の冷却機能が全喪失しその状態が継続すると廃液が沸騰しいずれ乾固する。乾固時には、含有硝酸塩の脱硝反応が進行しNOxが発生すると考えられ、硝酸及び水蒸気, NOxは、放射性物質を伴い施設内を移行し施設外に放出される。原子力機構では、熱流動解析結果を境界条件として個々の区画でのNOx, 硝酸等の窒素酸化物の化学挙動を解析するSCHERNコードを開発し、熱流動解析と化学挙動解析を組み合わせた解析手法を整備しソースターム評価の精度向上を図っている。
