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論文

Measurement of thermal decomposition temperature and rate of sodium hydride

河口 宗道

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

Na冷却高速炉の廃止措置を行う上で、コールドトラップの解体では作業員が放射線量を被ばくする可能性がある。コールドトラップはナトリウム冷却材の純化のために核分裂生成物のトリチウムがトラップされるため、比較的線量の高い機器である。本研究は、コールドトラップの前処理の加熱分解法を改良する基礎的研究として、水素化ナトリウムの熱分解温度及び速度を測定した。TG-DTA装置(NETSCH Japan製STA2500)によりAl$$_2$$O$$_3$$ルツボ内の水素化ナトリウム粉末(Sigma-Ardrich社製: 95.3%)を使って、熱分解温度及び速度を測定した。測定における加熱速度は$$beta$$=2.0, 5.0, 10.0, 20.0K/minとして重量減少を測定し、その重量減少開始の温度やキッシンジャープロットから熱分解温度及び速度を算出した。さらに600K近傍の熱分解温度に設定した熱分解曲線を測定した。加熱に伴う化学組成の変化(NaHからNa)はX線分析により測定した。結果、熱分解温度は約600Kで顕著な重量減少が見られ、1時間以内で水素化ナトリウム中の水素は全量放出した。熱分解速度は温度に強く依存することが分かった。

報告書

50MW蒸気発生器試験施設の解体撤去; 大型コールドトラップの解体洗浄

永井 桂一

JNC-TN9410 2000-003, 52 Pages, 1999/12

JNC-TN9410-2000-003.pdf:3.51MB

本書は、平成11年5月に実施した50MW蒸気発生器試験施設内の大型コールドトラップ(1次、2次ナトリウム系用)の解体洗浄に関し、解体洗浄に係る調査検討内容や解体洗浄方法、解体洗浄結果及び安全対策等について実施記録をまとめたものである。大型コールドトラップの解体洗浄は、ほぼ計画通りの方法にて安全且つ効率的に作業を行うことができた。また、これら一連の解体洗浄を通し、様々な知見や経験等を得ることができ、これまであまり経験の無かった大型コールドトラップの空気雰囲気中における解体洗浄技術を構築することができた。本件で得られた知見及び経験等は、今後実施される大型コールドトラップの解体洗浄や類似ナトリウム機器の解体洗浄の作業計画や作業実施及び安全管理等に充分役立つものと思われる。

報告書

ナトリウムの沸騰開始過熱度と限界熱流束に関する研究 - 先行基礎工学分野に関する平成8年度報告書 -

塩津 正博*; 畑 幸一*; 濱 勝彦*; 白井 康之*; 竹内 右人*; 堺 公明

PNC-TY9604 97-002, 15 Pages, 1997/03

PNC-TY9604-97-002.pdf:0.41MB

本研究は、高速炉の安全裕度を評価する上で、燃料破損の要因となりうるような大きなナトリウムの沸騰開始過熱度や沸騰開始後の膜沸騰への遷移がどのような条件下で発生するかを明確にするために、自然対流下のナトリウム中の試験発熱体における初期沸騰温度と限界熱流速を系統的に求め、実験開始以前の履歴、発熱率上昇速度、液サブクール度等の沸騰開始過熱度及び限界熱流束への影響を明らかにし、それらの物理的機構を解明することを目的とする。平成8年度は、実験開始以前履歴の影響、コールドトラップ温度の影響について実験を実施した。その結果、沸騰開始過熱度について、実験開始以前の加熱履歴の明確な影響は認められず、沸騰開始過熱度が10$$^{circ}C$$から50$$^{circ}C$$近傍に到る一群と100$$^{circ}C$$から250$$^{circ}C$$近傍に至る一群の大きくばらついた結果が得られた。沸騰開始過熱度が50$$^{circ}C$$以下の場合には一旦核沸騰を経過して限界熱流速に到達し発熱体温度が急上昇したが、沸騰開始過熱度が100$$^{circ}C$$以上の場合には、非沸騰状態から沸騰開始と同時に膜沸騰遷移が起こり温度が急上昇した。100$$^{circ}C$$以上の沸騰開始過熱度はコールドトラップ温度が120$$^{circ}C$$以下に集中しており、酸素濃度が初期沸騰に大きく影響することが推測される。

報告書

高速炉トリチウム挙動解析コードの改良整備

本永 哲二*; 中山 忠和*; 竹内 純*; 照沼 英彦*; 保坂 忠晴*

PNC-TJ9124 93-010, 186 Pages, 1993/03

PNC-TJ9124-93-010.pdf:4.37MB

「常陽」ナトリウム冷却系におけるトリチウム濃度測定結果等の評価に基づき、FBRにおけるトリチウム挙動解析コードTTT88の解析モデルを改良整備し、TTT92を作成した。今回の研究で得られた成果は、次に示す通りである。(1)トリチウムのコールドトラップ捕獲モデルに、炉外試験等で確認されて来ている水素との共沈捕獲機構を付加した。 (2)トリチウムのカバーガス系移行モデルに、「常陽」測定データ評価結果に基づき、水素効果の導入を図った。(3)トリチウムの蒸気発生器伝熱管透過評価式について、より精密なモデルに改良した。(4) トリチウムの雰囲気移行モデルに、「常陽」配管透過試験結果に基づき、保温構造物の効果を考慮した。(5)トリチウムの挙動に係わる物性値及びモデルパラメータを見直し整備した。(6)「常陽」MK-IIにおけるトリチウム濃度実測値とTTT92コードによる評価値を比較検討し、TTT92コードの妥当性に関する達成レベルを把握した。

報告書

JAERI fuel cleanup system (J-FCU) stand-alone tritium test at the TSTA; J-FCU tritium test with full impurities on February, 1992

林 巧; 中村 博文; 小西 哲之; 井上 雅彦*; 平田 一弘*; 奥野 健二; 成瀬 雄二; Barnes, J. W.*; W.Harbin*; Bartlit, J. R.*; et al.

JAERI-M 93-082, 32 Pages, 1993/03

JAERI-M-93-082.pdf:1.03MB

原研は日米核融合研究協力協定AnnexIVに基づき、米国ロスアラモス国立研究所のトリチウムシステム試験施設(TSTA)において核融合炉燃料ループの実証試験を行っている。J-FCUは、TSTAのメインサブシステムとして、原研が設計、製作し、90年に据付けを完了したものである。その機能は、模擬プラズマ排ガス中の水素同位体を精製捕集し、トリチウムを含まない不純物のみを排出することにある。トリチウム試験は91年3月より開始されており、その一環として、種々の不純物(N$$_{2}$$,CH$$_{4}$$,H$$_{2}$$O)を添加したJ-FCU単独トリチウム試験を92年2月に行った。試験中、2度のコールドトラップの閉塞が生じ、数100Ciのトリチウムをトリチウム排ガス処理設備(TWT)に排出したが、その他の運転上の安全性には問題はなかった。本報告書は、上記試験の詳細をまとめたものであり、システムの健全性と問題点を議論する。

報告書

コ-ルドトラップによるナトリウム-水反応生成物除去試験 : SWAT-3RECT-II試験

田辺 裕美*; 渡辺 智夫*; 宇佐美 正行*

PNC-TN941 85-127, 92 Pages, 1985/08

PNC-TN941-85-127.pdf:3.25MB

高速増殖原型炉「もんじゅ」及びそれに続く大型炉の蒸気発生器でのナトリウム-水反応事故後の運転法の確立のため,蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いた反応生成物除去試験運転(RECT―2)を実施した。これはRunl8注水試験で発生し,ナトリウム系内に残留した反応生成物を,コールドトラップを循環する高温ナトリウムによって洗浄・捕獲が可能な事を確認するものであった。大量の不純物の捕獲による閉塞を恐れてコールドトラップはメッシュレス型の物を用いた。純化運転は1984年4月4日より開始し主循環系ナトリウムのプラグ温度が187$$^{circ}C$$まで低下した4月26日に打切った。本試験で得られた主な結果は以下の通りである。1)試験後の観察ではEV下部やナトリウム出口配管に沈析していた反応生成物は完全に除去されていた。2)この事から,42kgの注水によって生じた生成物のうち高温ドレン後も系内に残留した14kg-H/2Oのほとんどが本運転で除去されたと結論される。3)しかし,スタグナント部やクレヴィス部を模擬した試験体中のNaOHは試験後も一部残っており,このような部分に侵入した微量生成物の除去は高温ナトリウムの循環だけでは不充分である。4)酸素の物質移動係数として2$$times$$10$$times$$-4〔g/(cm$$times$$2・Hrppm)〕が得られた。5)コールドトラップによる生成物除去を効率的に行なうにはメッシュレスタイプで極端な縮流構造を避けるなど,閉塞しにくく,また容易に閉塞物除去可能な構造が必須である。このような点に注意すれば一層のスピードアップは可能であり,本経験により「もんじゅ」でのナトリウム-水反応事故後の処置法の具体的な計画策定が可能となった。

報告書

連続流動層コールドトラップのフッ化物揮発法への適用

再処理研究室

JAERI-M 6405, 19 Pages, 1976/02

JAERI-M-6405.pdf:0.62MB

フッ化物揮発法に適用し、プロセスの連続化と六フッ化プルトニウムの放射線分解を防止する観点から、流動層型凝縮器および揮発器による連続コールドトラップの有用性についてけんとうすると共に、六フッ化ウランを用いた実験によりその技術的可能性を示した。ここでは、プルトニウムおよびウラン精製工程におけるコールドトラップの具備すべき条件、2インチ径流動層装置の実験を通じて得られたその凝縮特性と共に、凝縮塔におけるミスト生成に関するモデル解析結果について述べる。$$ast$$この報告は、昭和49年日本原子力学会年会において口頭発表した内容をもとに作成したものである。

口頭

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系と試験設備系の実証試験と工学設計の活動報告,3; コールドトラップによるリチウム純化性能

古川 智弘; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 飯島 稔; 若井 栄一

no journal, , 

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系実証試験活動の下で、液体リチウム試験ループに設置されたコールドトラップを用いて、リチウムの純化性能評価を実施した。試験中にサンプリングしたリチウムを対象に化学分析を行い、その特性を評価した。

口頭

20年間のもんじゅプラントデータから得られた成果について,3; 2次ナトリウム純化系コールドトラップの純化効率について

佐藤 健; 大川内 靖; 中村 恵英; 澤崎 浩昌

no journal, , 

もんじゅにおいては、蒸気発生器伝熱管からの万一の水リークが事故に拡大する前に、2次ナトリウム中の水素濃度変化を捉え、水リークを早期に検知し対応することが重要である。その検出感度は、通常運転時における伝熱管を通して水側から2次ナトリウム中へ拡散してくる水素量と、それを除去するコールドトラップの性能に依存する。そこで、今回は2次ナトリウム純化系コールドトラップの設計で期待した純化効率と約20年間の実機での運転データを用いて導出した純化効率について確認を行なった。

口頭

20年間のもんじゅプラントデータから得られた成果について,7; 2次系ナトリウム中の水素濃度の評価

佐藤 健; 澤崎 浩昌; 森岡 辰也; 内田 武伸; 中村 恵英; 塩谷 洋樹; 大川内 靖

no journal, , 

もんじゅにおいては、蒸気発生器伝熱管からの万一の水リークのとき、水リークが拡大する前に2次系ナトリウム中の水素濃度変化を早期に検知し、対応することが重要である。そのためには、通常運転時における水素濃度を把握する必要がある。本報告では、2016年秋の大会において発表したコールドトラップの純化効率の評価を用いて、1995年性能試験データから拡散水素量を推定し、通常運転時の2次系ナトリウム中の水素濃度について評価を行った。

口頭

TG-DTAを用いた水素化ナトリウムの熱分解挙動の研究

河口 宗道

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の廃止措置において、作業員の被ばく低減の観点からコールドトラップの処理中に発生するトリチウムの熱分解挙動は重要である。本研究では、水素化ナトリウム(95.3%, Sigma-Aldrich)のTG-DTA測定を行い、その熱分解温度, 熱分解速度を見積もった。また熱分解による化学組成の変化はX線分析により測定した。

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